10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

10MW高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制

文章主要介绍10MW高温气冷堆（HTR-10）乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的结构、功能、设计参数和工作原理。实验室和现场安装后的调试试验以及实际运行操作表明，该机构运行良好、可靠，完全满足HTR-10的使用和安全要求。     

乏燃料反应堆ATWS事故分析

低温乏燃料反应堆(FRD反应堆)采用商业压水堆核电站换料卸出的乏燃料组件，利用其剩余的裂变材料，在低温下将裂变能转换为热能。FRD反应堆采用池壳式布置，在低温、常压下运行，设备简化、系统简单，具有良好的固有安全性。反应堆可建在沿海地区或城市附近，用于海水淡化、区域供热或制冷，是一种安全、经济、可靠的洁净能源，具有很好的发展前景。     

瑞典有关核电公司请求政府批准使用MOX燃料

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 11月2 0日报道】　运营瑞典奥斯卡港核电站的公司已向政府提出申请 ,要求政府批准其反应堆开始使用 MOX燃料。如果能获得政府批准 ,那么奥斯卡港在瑞典是第一个在工业规模上使用 MOX燃料的核电站。申请是由许得文斯加电力公司的子公司奥斯卡斯哈门动力公司 (OKGAB)提出的 ,计划订购 80— 10 0个 MOX燃料元件。这种新材料的基本来源将是由奥斯卡港 3台机组中首先投产的 2台机组在 70年代运行产生的 140吨乏燃料后处理得到的铀和钚。乏燃料从反应堆中卸出之后 ,是被运至英国核燃料公司 (BNFL)进行后…     

核燃料循环中的节约潜力

【西德《核化学冶金公司市场报告》1990年第9期第3页报道】尤其是80年代中期,许多核电公司对后处理方面的潜力表示热心。钚和后处理铀(REPU)的返回使用意味着可以节约反应堆所需的新铀——估计到2000年每年将达10％。同样重要的是,返回使用后处理的材料为闭合燃料循环提供了方向,用这种方式可以减少需要放入最终废物贮存库内的乏燃料的数量。     

切尔诺贝利核电厂的新乏燃料贮存设施

【英国《核工程师》2003年1～2月刊报道】 俄罗斯切尔诺贝利核电厂于2000年12月15日最终关闭。1～3号机组(发生核事故的是4号机组)的退役准备工作正在进行之中。退役过程中的一个关键步骤是新建临时乏燃料贮存设施ISF-2。 该电厂的乏燃料组件和辐照后的附加吸收棒目前正贮存在: SF-1湿式贮存设施(有4个贮存水池和一个应急水池); 反应堆室。 ISF-1的寿期将于2016年结束,它不适于按照高安全标准对乏燃料进行长期贮存。目前该设施几乎已装满了乏燃料,但仍有乏燃料等待从反应堆中卸出。 新的临时贮存设施将能够对21356件大功率沸腾管式堆(…     

俄罗斯原子能部升级马亚克后处理厂

【美国《核燃料》 1998年 11月 2日报道】　在前苏联为后处理 VVER- 10 0 0乏燃料而开始在中西伯利亚的克拉斯诺亚尔斯克(Krasnoyarsk) - 2 6建造一个大型后处理厂十余年以来 ,俄罗斯原子能部 (Minatom)由于经济与技术上的原因最终不得不中止了这一计划。Minatom第一副部长 Ivanov说 ,为取代这项计划 ,拟建造一个前端处理车间处理VVER- 10 0 0反应堆乏燃料来“改建”位于乌拉尔地区马亚克的 RT- 1后处理联合企业。RT- 1是用来处理 VVER- 44 0反应堆乏燃料以及潜艇反应堆、研究堆和快堆的乏燃料。现在还不能用来处理 VVER- 10 0 0…     

300^#反应堆乏燃料元件源项估算方法研究

本文阐述了300^#反应堆燃料元件芯体的主要元素成分，分析了裂变产物及其特性，给出了乏燃料元件源项估算的基本原理，初步选择了源项估算的基本原理，初步选择了源项估算程序，描述了输入数据的形成及其统计、计算方法，表明了计算及结果处理方法。     

乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究

在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786～7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436～4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914～288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。     

法国乏燃料后处理的经验和目前的发展情况

【法国《核综论》2001年第6期报道】 法国原子能委员会核能部主任Jacque Bouchard在美国参议院详细介绍了法国后处理技术的发展状况,全文如下: 1.引言 从法国58座反应堆卸出的乏燃料(1200 t/a)是潜在的重要能源,如果在水堆中使用,超过2400万t当量石油(如果在增殖堆中使用要高出50倍)。 但是,乏燃料中含有长期潜在的放射性毒性(恢复到天然铀水平需要10万年),按衰变量排序是钚、次锕系元素和裂变产物。 核能可以持久的应对人类长期的能源供应及其持续发展的重大挑战:核能可提供长期的能源(几千年,只要合理地使用铀、钚后处理和再循环的燃料)…     

Fuel management of the HTR-10 including the equilibrium state and the running-in phase

The mode of fuel management of the HTR-10 was studied, including the simulation of the fuel shuffling process and the measurement of the burnup of a fuel element. The prior consideration was the design of the equilibrium state. Based on this the fuel loading of the initial core and the fuel shuffling mode from the initial core through the running-in phase into the equilibrium state were studied. The code system VSOP was used for the physical layout of the HTR-10 at the equilibrium state and in the running-in phase. For the equilibrium state, in order to lessen the difference between the peak and the average burnup, 5-fuel-passage-through-the-core was chosen for the fuel management. The average burnup of the spent fuel for the equilibrium core is 80 000 MWd t⁻¹, and the peak value of it is less than 100 000 MWd t⁻¹ when the burnup of the recycled fuel element is under 72 000 MWd t⁻¹. The mixture of fuel element and graphite element was used for the initial core loading, the volume fractions of the fuel and the graphite elements were 0.57 and 0.43, respectively. During the running-in phase, the volume fraction of graphite will decrease with the fresh fuel elements being loaded from the top of the core and the graphite elements discharged from the bottom of the core. The fuel shuffling mode is similar to that of the equilibrium state. The burnup limit of recycled fuel element is also 72 000 MWd t⁻¹ and the peak burnup is less than 100 000 MWd t⁻¹. Finally the core will be full of fuel elements with a certain profile of burnup and reaches the equilibrium state. According to the characteristics of the pebble-bed high temperature gas-cooled reactor, a calibrating method of concentration of ¹³⁷Cs was proposed for the measurement of fuel burnup.     

压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析

利用ORIGENS程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX（铀氧化物）、MOX（钚铀混合氧化物）、PuThOX（钚钍混合氧化物）和U3ThOX（工业级²³³U-钍混合氧化物）。研究结果表明：1）由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2）由于²³²U衰变链中²⁰⁸Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6 MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。     

压水堆核电站乏燃料元件γ扫描测量

在压水堆核电站乏燃料元件检验中,完成了4根完整元件棒、4根破损元件棒的γ扫描测量,元件燃耗分布在9600～45000 MW•d/t（U）之间,获得了完整元件轴向相对燃耗分布、破损元件¹³⁷Cs分布及迁移流失情况。结果显示,破损元件均存在不同程度的Cs迁移流失,破口处存在¹³⁷Cs计数突变（降低）。破损元件¹³⁴Cs/¹³⁷Cs原子比分布与相邻完整元件基本一致,表明¹³⁴Cs、¹³⁷Cs流失比例近似相等,可用¹³⁴Cs/¹³⁷Cs原子比表征其相对燃耗分布;破口处可通过低挥发性核素¹⁵⁴Eu计数水平判断燃料芯块是否缺失。检验结果可为燃料元件破损原因分析及堆内行为分析提供重要依据。     

基于γ测量的球床式高温气冷堆内乏燃料球探测方案的模拟分析

在球床式高温气冷堆中,对排出堆芯的乏燃料球的探测和数量统计是燃料监测的重要内容。按国际原子能机构针对球床式高温气冷堆核安保的要求,对于燃料装卸系统管道内的燃料监测应开发一种独立于现有涡流检测原理的新监测方案。本文提出了一种基于γ测量原理的新探测方案,设计了探测器构型,对其在堆稳态运行时的探测功能进行验证。结合球床式高温气冷堆HTR-10的燃料球放射性核素数据,及对不同球速不同燃耗的燃料球经过探测区域过程的蒙特卡罗模拟分析,验证了此方案对单个燃料球鉴别和计数的可靠性,同时证明了该方案对于燃料球球流探测的可行性,为今后该探测方案的完善和实际装置的制作提供了设计基础。     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

Core performance of new concept passive-safety reactor “kamado” - safety, burn-up and uranium resource problem -

New concept of a passive-safety reactor “KAMADO” has a negligible possibility of core melting and flexibility of total reactor power. The reactor core of KAMADO consists of fuel elements of graphite blocks, which have UO₂ fuel rods and cooling water holes. These fuel elements are located in a reactor water pool of atmospheric pressure (1 atm) and low temperature (< 60°C). In case of LOCA, decay heat from fuel rods is removed by conduction heat transfer to the reactor water pool. Since the cooling water does not contact a fuel rod directly, core design has much flexibility without considering dry-out limitation and Minimum Critical Power Ratio (MCPR). Additionally an effective use of spent fuel is expected.     

Mobile system for the management of fuel assemblies from research reactors

Interim storage in transport and storage casks of the CASTOR type, and later the final storage of these casks are planned for the management of spent fuel assemblies from German research reactors.A mobile transfer unit is used for loading the casks with fuel assemblies on the reactor sites. Key components of the mobile transfer unit are a transfer cask, the recharging lock, and an air-cushion transport system. By means of the air-cushion transport system, the whole equipment, as well as the CASTOR casks, is transported into the reactor building. Thus, handling of the 16 t CASTOR casks is possible even on reactor sites within sufficient crane capacity. A 20 ft container accommodates the mobile transfer unit and all accessories so that the whole equipment can be transported to the reactor sites by truck.     

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化,使用ORIGEN-S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明,在最恶劣工况下,乏燃料组件裸露的最短时间为79.2h,该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。