扬基反应堆压力容器拆除工作记录

1992年2月26日，扬基核电公司（YAEC）宣布永久关闭扬基核电站（YNPS）。早在1995年，扬基公司就着手于拆除、运输以及处置反应堆压力容器的计划，并将其作为反应堆退役的一部分。本文是至今的进展和今后退役活动的报告。反应堆压力容器的拆除程序将与安装的相反。从上部的中子屏蔽箱开始向下拆除，直到反应堆支撑环，以便露出反应堆冷却剂管道以及反应堆压力容器与冷却回路系统的隔热层。拆除含有石棉的隔热层，同时还拆除位于反应堆压力容器管嘴和反应堆支撑内壁之间的回路系统。从反应堆屏蔽箱底部提升压力容器，放置到已定位在蒸汽容器设备开口以下的一个罐内；一旦进入该罐，就向压力容器内部以及压力容器与罐之间注入混凝土，以固定松散污染，同时提供辅助屏蔽。浇灌混凝土后，该罐被放倒成水平状态以待运输处置，压力容器封装件通过陆上运输到最近的铁路干线，再用火车送至处置场。最初计划在1996年春天进行压力容器提升、运输，后来推迟到美国核管会（NRC）再次审批YNPS退役计划。     

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

美国完成首次大型反应堆压力容器的切割

<正>【世界核新闻网站2015年7月14日报道】美国能源方案公司(Energy Solutions)2015年7月13日宣布,宰恩方案公司(Zion Solutions)已在6月下旬完成宰恩2号机组反应堆压力容器的切割工作。这是美国首次完成一座大型商业反应堆压力容器的切割工作。宰恩方案是能源方案的全资子公司。宰恩核电厂共有2台1040 MWe的压水堆机组,分别于1973年6月和9月实现首次并网,并于1998年1月永久关闭。该电厂当     

反应堆退役压力容器放射性活度估算方法

介绍了反应堆退役压力容器放射性活度估算的理论计算和实验测定方法.描述了物理估算模型,推荐采用蒙特卡罗程序和ORIGEN2程序分别计算中子通量密度和放射性活度.对确定压力容器的放射性活度时经常使用的两种方法(压力容器直接取样分析和对辐照监督管取样分析)做了详细介绍.建立了推算压力容器的放射性活度中子通量密度比例曲线.     

希平港动力堆压力容器吊起

【英国《自然》1989年1月26日刊第297页报道】上个月,希平港核电厂的动力反应堆压力容器,从它的地下腔中吊出。这是商用核电厂退役的重要里程碑。压力容器的吊出,也许是能源部用5年时间花9800万美元核电厂退役项目的最重要的一步,但这个电厂的退役工作还有许多事情要做。     

减少反应堆内活化腐蚀产物进入保存水池的方案研究

为了解决减少反应堆压力容器内活化腐蚀产物进入保存水池的问题,本文给出了活化腐蚀产物移除和收集的基本研究思路。打开压力容器端盖前,借助高速水流使活化腐蚀产物松动,并采用机械过滤的方式去除部分腐蚀产物,随后将取出的堆内构件放入内置活化产物去除装置的过渡水池,待出水悬浮物指标达到预设数值后,将堆内构件转移至堆内构件暂存保存水池中。该研究方案基于工程需求,已成功应用于反应堆退役工作中。     

日本将与美俄合作研究反应堆压力容器脆化情况

日本原子能研究所(JAERI)将与美国和俄罗斯的研究所合作,对反应堆压力容器的脆化情况进行研究。 从JAERI运行12年后退役的研究堆(“JDDR”)压力容器取的样品,将送到美国橡树岭国家实验室去进行分析,JAERI还将对取自俄罗斯运行33年后已退役的核电厂     

英国拆除建在伦敦的最后一座反应堆

【英国核能学会《核能》1999年10月号报道】英国伦敦现在仅有的一个反应堆将在1999年末完全退役,反应堆场地也随之被无限制的使用。这座10千瓦(热)贾森反应堆位于伦敦近郊格林尼治皇家海军学院,1962年建成,旨在培训核潜艇舰队的船员。根据政府对该学院作出的关于转为民用的决定,终止了它的历史使命。将这座反应堆迁至异地被视为是一种不经济的方案,而将其退役才是唯一切实可行的出路。同时还解决了一种不正常的情况,即在伦敦曾经宣告自己为无核区自治城市中,却还有一座反应堆。退役在技术上没有什么困难。虽然反应堆的额定功率为10千瓦,教学…     

石墨水冷型反应堆工程退役方案

本文简要介绍了反应堆工程退役的基本概念，石墨不冷堆的四大特点，石墨水冷堆退役必须遵循的基本原则，石墨水冷堆退役方案的编制和退役程序等。     

A molten metal jet impingement on a flat spreading surface

ABSTRACT

In the event of a severe accident, past experiences such as Three Mile Island and Fukushima Daichi have shown that the reactor core of a light-water nuclear reactor, if not properly safeguarded, could go through a meltdown. This will be followed by the formation of a corium, a mix of molten fuel elements, and liquid metals from the Reactor Pressure Vessel (RPV). In the worst-case scenario, a melt through from the RPV can occur and lead to the spreading of the corium, in the form of a molten element’s jet impinging on a flat concrete structure of the Primary Containment Vessel (PCV). To enhance the decommissioning and the safety procedure, scope of the present article is to deepen the understanding of the phenomena involved in the mentioned scenario, mainly jet-instability and molten material spreading. In the present study, experiments were carried out, by using corium simulant materials such as Copper and Tin, to investigate the link between the instability of the gravity-driven molten metal jet and the impinging followed by its spreading over a flat area.     

The effects of the stainless steel cladding in pressurized thermal shock evaluation

Fracture mechanics analysis is the key element of the integrity evaluation of the nuclear reactor pressure vessel (RPV), such as the pressurized thermal shock (PTS) analysis and P–T limit curve construction. However, the existence of stainless steel cladding, with different thermal, physical, and mechanical property at the inner surface of reactor pressure vessel complicates the fracture mechanics analysis. In this paper, the simple analytical treatment schemes to calculate the stress and resulting stress intensity factor at the tip of the flaws in the RPV with stainless steel cladding are introduced. For a reference thermal–hydraulic boundary condition, the effects of cladding thermal conductivity and thermal expansion coefficients on the stress intensity factor of surface flaws were examined. Also, the effects of cladding plasticity and thickness were quantitatively examined. The analysis results showed that the existence of the stainless cladding had significant impacts on the RPV failure probabilities.     

清洁解控和退役若干动向与新发展

对国际辐射防护协会第 1 0届大会 ( IRPA-1 0 )涉及的清洁解控和退役问题作了论述 ,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化 ;退役工程技术的发展 ,包括去污技术、切割解体技术、探测技术 ;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役 ;最后 ,还论及了退役中受关注的一些问题 ,如 :石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。     

国营二二一厂核设施退役实践

本文介绍原核工业国营二二一厂的核设施退役实践。文中概述了退役工程的前期准备,退役执行标准或限值,退役工程的组织管理和质量保证体系,退役工程的施工,去污方法,施工辐射监测,污染物处置,终态验收以及退役中的辐射防护等。退役工程经国家验收后,原二二一厂的厂房、设施和场地已经移交青海省安排使用。     

反应堆压力容器螺栓孔与螺栓连接件专用检修设备

简要叙述了中国核动力研究院进行的核岛专用检修设备的研制工作,描述了反应堆压力容器（ＲＰＶ）螺栓孔与螺栓连接件的检修工艺流程,围绕该工艺流程,从功能,结构,特点等方面介绍了为大亚湾核电站研制的ＲＰＶ法兰模拟体,螺栓孔螺纹闭路电视（ＣＣＴＶ）自动检查仪,螺栓孔螺纹膨胀梳刀,螺栓孔螺栓面抛光机,螺栓孔螺纹面上油机,螺栓孔螺纹铣削机,螺栓孔螺纹观察镜及螺栓螺母清洗机,并对专用检修设备的实际使用情况作了介绍     

核电厂初步退役计划

文章在目前国家对核电厂安全要求不断提高的背景下,对核电厂在设计阶段就应考虑便于退役的措施,并编制初步退役计划的要求,提出该计划应从便于退役的考虑、退役经费、退役活动等几个主要方面进行考虑开展编制工作,并以ACP1000堆型为例,给出了该设施从安全关闭到拆除的整个过程所涉及的活动内容。     

核设施退役中若干环境相关问题的探讨

核设施退役有利于消除核安全隐患,减少辐射环境风险,是环境保护的一项重要活动。本文讨论了在核设施退役过程中应重点关注的几个问题:退役目标和剂量约束值、退役过程中有关控制值的制定、放射性废物管理以及退役过程中和退役终态的监测。并结合退役项目说明了在退役实施中应该重点关注的环境相关问题。     

论退役策略

结合我国核设施退役实际,论述了核设施退役三种策略:立即拆除、延缓拆除和封固埋葬,以及退役策略的选择和一些主要核国家采用的退役策略.最后,对核设施退役策略的一些重要问题进行了讨论.     

Calculation results from radiation embrittlement of VVER pressure vessel at Kozloduy NPP

A calculational procedure for the evaluation of the transition temperature shift on the basis of neutron fluence has been applied for assessing the reactor pressure vessel (RPV) embrittlement and life time for a VVER-440/230. The calculated results are lower than the passport values, because the real fuel regimes, the low-leakage schemes and loadings with dummy cassettes have been taken into consideration in neutron fluence calculation. The temperature of the outer wall of the RPV has been measured. No significant deviation between the measurement and the data given in the reactor passport has been observed. This shows the correct application of the calculational procedure.     

Identification and evaluation of facilitation techniques for decommissioning light water power reactors

This paper describes a study sponsored by the US Nuclear Regulatory Commission to identify practical techniques to facilitate the decommissioning of nuclear power generating facilities. The objectives of these “facilitation techniques” are to reduce public/occupational exposure and/or reduce volumes of radioactive waste generated during the decommissioning process.The paper presents the possible facilitation techniques identified during the study and discusses the corresponding facilitation of the decommissioning process. Techniques are categorized by their applicability of being implemented during the three stages of power reactor life: design/construction, operation, or decommissioning. Detailed cost-benefit analyses were performed for each technique to determine the anticipated exposure and/or radioactive waste reduction; the estimated cost for implementing each technique was then calculated. Finally, these techniques were ranked by their effectiveness to facilitate the decommissioning process.This study is a portion of the NRC's evaluation of decommissioning policy and supports the modification of regulations pertaining to the decommissioning process. The findings can be used by the utilities in the planning and establishment of the activities to ensure all objectives of decommissioning will be achieved.