研究堆的退役

【英国《国际核工程》2003年12月刊报道】 世界上建造和投入运行的研究反应堆已达数百座。目前,随着已关闭的反应堆的不断增加,其数量已与运行中的反应堆不相上下,它们的退役工作也随之成为一个重大的国际问题。由于研究堆与其他核设施相比的独特之处,因此有必要特别关注研究堆的退役。研究堆退役活动不同于其他核设施的主要方面有:研究堆(包括原型反应堆)种类繁多、研究内容也千差万别、以及一些研究堆临近公众社区。特别是,大部分国家在设计、建造、运行和关闭反应堆的时候,没有充分关注和规划好以后的退役工作。大部分国家的退役计划顶多…     

研究堆的拆除

世界范围内，已经有几百座研究堆建成并运行?现在，停闭的反应堆数与运行的反应堆数不相上下，研究堆的退役已经成为一个主要的国际问题。     

HWRR堆本体退役风险评价

建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统（RDRAS）。采用RDRAS对重水研究堆（HWRR）堆本体退役包含的11项退役活动中可能出现的53种情况,分别进行建模和计算,确定了每种情况下工作人员面临的放射性风险,并对结果的不确定性进行了分析。     

我台湾省—研究堆退役

【欧洲核学会《核新闻网》1993年2月19日报道】我台湾省一座运行了35年以上的研究堆退役。这座研究堆就是台湾省的清华阿贡反应堆(THAR),该堆自临界起至今差不多运行了近36年已于今年1月开始退役。退役工作由台湾省清华大学自己进行,预计需要两个     

俄完成一座研究堆退役 并启动放化研究中心的建设

正【本刊2014年10月综合报道】位于季米特洛夫格勒的俄罗斯反应堆研究所(NIIAR)近期完成了两项重要工作,即完成了研究堆RBT-10/1的退役工作和启动了多用途放化研究中心的建设。研究堆退役反应堆研究所于2014年9月1日表示,俄罗斯联邦生态、技术与核能监督局(Rostechnadzor)已于8月将RBT-10/1从受     

法国完成一座研究堆的拆解

正【世界核新闻网站2020年6月23日报道】法国近期完成尤利塞(Ulysse)研究堆的拆解。该反应堆位于法国原子能与替代能源委员会(CEA)萨克利(Saclay)场址,1961年投运,2007年关闭,是一座Argonaut型反应堆。欧安诺DS公司(Orano DS) 2014年获得了该反应堆的退役合同。退役的工程范围涵盖整个结构体,从土木工程结构体到反应堆堆芯。拆解工作产生了512吨常规废物和226吨极低放废物。     

东芝研究堆TTR—1将退役

【日本《原子能产业新闻》2001年8月30日报道】 2001年8月23日日本文部科学省就有关8月8日接到的东芝用于教育培训的反应堆设施(TTR-1)退役申请向原子能安全委员会做了汇报。 退役工作将分3个阶段来进行,到2002年上半年,将完成反应堆永久停堆措施和乏燃料的运出准备工作。根据日美核协定,乏燃料将在明年内移交给美国能源部。第二阶段,从2002年下半年开始的乏燃料运出之后,将进行反应堆本体与堆内构件的拆除工作。第三阶段,将制定有关放射性废物的清除标准,在这些废物搬运到外部处置场之后,将进行反应堆储水罐的拆除工作。 估计退役将产生…     

经济合作与发展组织核能机构各国和俄罗斯商业核动力堆退役综述

【《欧洲核综览》1999年 5— 6月号第 44页报道】　世界一批核电厂动力堆不断老化 ,而且人们周围的世界也在不断地发生变化 ,尤其是商业核电厂运营者们在金融和政治方面的压力。这些压力有时会导致他们决定将反应堆退役。本文概要介绍世界核反应堆退役运作的现状以及环境管理状况。截止 1998年 4月 ,有 10个国家的 73座商用核电厂的反应堆已处于退役的某个阶段。这些反应堆包括 11座西方压水堆 (PWR)、 14座沸水堆 (BWR)、11座加压重水堆 (PHWR)、 4座高温气冷堆、 3座重水慢化气冷堆 (HWGCR)、 3座快堆 (FBR)、 2座气冷堆 (GCR)、…     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰(或硫酸铀酰)水溶液为核燃料,主要生产医用同位素~(99)Mo和~(131)I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了"正压卸料"和"负压卸料"停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,"正压卸料"应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;"负压卸料"应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。"正压卸料"的燃料排出速度比"负压卸料"快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

液体燃料反应堆（简称溶液堆）与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析（PSA）技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。     

基于SPND跳堆功能研究

反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下,反应堆保护系统自动启动,执行跳堆功能,使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究,进一步分析和研究反应堆保护功能的要求,以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明,现有设计能满足标准法规的要求。     

非均匀堆化学问题

广义的非均匀堆化学问题应包括有关核燃料与反应堆材料的化学问题,反应堆运转中的化学过程与反应堆维护中的化学问题,热铀处理、钚的化学、裂变产物的综合利用、废水处理等,以及与上述诸方面有关的分析化学问题。狭义的非均匀堆化学问题则仅指反应堆运转中的化学过程及反应堆维护中的化学问题,此即为本文内容的范围。为了保证反应堆正常运转,必须研究堆内物质在高温(高压)辐射场下的相容性,解决固体物质的防腐问题及流体物质(液体及气体)的净化问题。不同类型的反应堆,问题也各不相同,为便于讨论起见,分类阐述如下:     

国外研究堆发展趋向

本文首先讨论了“倒中子陷阱原理”和辐射孔道反应堆设计与最优化的主要物理特性,并简介了格雷诺贝尔研究堆的设计实例。新颖的“紧凑堆芯”将用于西德慕尼黑研究堆 FRM 的改建中。     

CARR堆启动辅助中子监测装置设计研究

针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性,取得良好的试验效果。试验结果表明,在堆启动初期,堆外探测器无法探测到堆内中子的变化,本装置可实现连续中子探测,并完成与堆外探测器的量程衔接。本装置解决了探测器盲区的问题,为反应堆安全运行提供了保障。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料,主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

日监管机构批准文殊堆退役计划

正【世界核新闻网站2018年3月28日报道】日本原子力规制委员会(NRA)已批准文殊堆退役计划。根据这份由日本原子能研究开发机构(JAEA)于2017年12月提交的计划,文殊堆的退役将分四个阶段。在第一阶段,到2022财年将把所有燃料转移至现场贮存池。第二和第三阶段将进行堆内液态钠冷却剂的取出和相关设备的拆除。最终阶段是到2047财年将反应堆     

101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查

针对我国第1座研究性反应堆（101重水研究堆）安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。     

意将启动研究堆Ispra-1的退役

正【世界核新闻网站2019年10月1日报道】意大利核电管理公司(Sogin)近日正式接管Ispra-1研究堆。在获得监管部门的批准后,这座1973年停运的研究堆将启动退役工作。Ispra-1是一座5 MWt热堆,是意的首座研究堆,1957年启动建设,1959—1973年间运行。该堆于1961年3月正式移交欧盟,成为欧盟联合研究中心的设施,用于开展堆芯物理、反应堆新材料以及中子通量及其与物质的相互作用研究。从1973年开始,该联合研究中心主要开展非核研究,尤其是安全和环境相关研究。     

超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至1016 cm?2·s?1将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响,并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施,为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。      

低温堆控制室安全审评与设计变更

反应堆控制室是反应堆人-机接口最集中的区域,也是反应堆误操作最多的地方。改进反应堆控制室设计是提高反应堆安全的关键因素之一。依据核电厂相关法规、标准,参照低温堆设计准则和功能要求开展低温堆控制室的安全审评。根据审评要求,进行相应的设计变更,进一步优化了低温堆控制室设计,提高了设施安全性。