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。     

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

10MW高温气冷堆（HTR-10）在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.0×10¹⁶Bq，必须妥善处置。HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的乏燃料罐内，每罐可容纳2000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内，在库内采取通风冷却。若干年后，通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方，再用大厅吊车从竖井吊至地面，最后用卡车运至最终贮存库。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

未来十年的临界安全技术

半个世纪以来,临界安全技术主要借鉴核武器与反应堆技术,未来十年临界安全将面临含易裂变材料废物贮存、长期地置处置、系统临界安全分析、贫铀在临界安全中的利用,法规改进,临界实验与基准、燃耗信用的应用、乏燃料元件干法贮存,计算方法改进,次临界袷度的统一标准等问题,本文展望了未来十年的临界安全技术,并对其中一些问题作了初步探讨。     

轻水堆乏燃料和钍燃料在ACR-700利用的探索

轻水堆乏燃料和钍燃料的利用是解决乏燃料后处理问题和核燃料短缺的有效途径之一。本工作以ACR-700标准燃料为参考,研究了4种不同混合比例的轻水堆乏燃料及钍燃料在ACR-700中的k_∞和燃耗。研究结果表明,将裂变产物分离后,轻水堆乏燃料的重锕系核素在ACR-700中可作为一很好的燃料;只要加入足够的启动燃料,钍燃料也可作为很好的转换燃料,使反应堆内生成²³³U的速率大于易裂变燃料的消耗速率,²³³U的生成对反应堆运行后期维持临界起重要作用。     

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统.转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽.通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性.     

压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究

本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。     

用MELCOR程序分析600 MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故

利用MELCOR程序建立了600 MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。     

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

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。     

CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究

49-2游泳池式反应堆（简称49-2堆）在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆（CARR）的平均卸料燃耗仅有32%~33%，远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%，有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点，研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案，计算了物理和热工参数，并进行了典型事故分析。结果表明：新设计的5 MW堆功率适中，满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求；在主要的设计基准事故下堆芯是安全的；在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆，满足后续科研生产需求。     

俄罗斯正在建设一座乏燃料干法贮存设施

<正>【英国《国际核工程》网站2010年8月24日报道】俄罗斯目前在克拉斯诺亚尔斯克(Krasnoyarsk)附近建设的一座乏燃料干法贮存设施将接收俄各种反应堆的乏燃料,例如RBMK、VVER和钚研究堆。这些乏燃     

直接用于CANDU堆燃料制造的PWR乏燃料混和法

提出了一种压水堆(PWR)乏燃料的混和法来调整燃料成分，以便使压水堆(PWR)乏燃料直接用于加拿大重水铀堆(CANDU堆)，这就是所谓DUPIC燃料。这种混合方法可以降低因直接再次使用PWR乏燃料作为DUPIC燃料原料而引起DUPIC燃料成分的不均匀性(波动)。本工作采用一种混和法从PWR乏燃料数据库中找出最佳的混和成分，使主要的可裂变同位素^235U和^239Pu的成分波动减到最小。模拟结果表明，该混和法只用组件的混合操作就可将^235U和^239Pu的成分波动分别减到0．11％和1．40％。如果在DUPIC燃料的制造流程中，通过直接测量来得到每根PWR乏燃料棒的同位素成分，相信用棒的混合技术还可使这一结果得到进一步改善.     

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。     

先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

高温氧化挥发法——一种先进乏燃料后处理的首端工艺技术

高温氧化挥发处理技术是乏燃料后处理的干法首端过程,其目的是在乏燃料后处理分离工艺前实现包壳与燃料芯块分离,燃料氧化和裂变产物3 H、85 Kr/Xe、14 C、129I、Cs的去除。此过程既有利于乏燃料元件的溶解,又有利于在乏燃料元件进入溶解工艺之前实现氚碘等裂变元素去除,是实现整个乏燃料后处理流程过程废液最小化和氚碘等裂变产物集中管理的最有效方法之一。本文针对氧化挥发技术在乏燃料后处理首端中的应用特点以及氧化温度、气氛等关键影响因素进行了综合分析和阐述。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

乏燃料运输并非难题

问:何谓乏燃料? 答:反应堆运行中,随着铀的消耗,裂变产物逐渐在燃料内部积累。最终,必须将这些乏燃料卸出反应堆,并用新燃料替换。 镁诺克斯堆和改进型气冷堆(AGR)的乏燃料被送至场外进行贮存及后处理,以便使裂变产物与未燃耗的铀分离。 问:乏燃料被立即转移吗? 答:不是,因为燃料自反应堆缷出后,依     

核电厂乏燃料贮存中燃耗效应的反应性余量研究

以秦山、大亚湾核电厂乏燃料贮存水池为模型，研究了燃料组件燃耗后，裂变产物积累所产生的中子附加吸收及燃料中易裂变材料的消耗对反应性的影响。