重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术

乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术。乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术，同时，提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。     

乏燃料干式贮存设施临界计算研究

以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象,用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)4C程序,通过改变贮存设施内外的水密度,采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明,在正常工况下,keff远低于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当水密度大于0.8 g·cm-3时,存在临界安全问题。然后选取适当的核素,通过使用ORIGEN-ARP程序,得到不同燃耗下核素的组成,在同一模型下考虑燃耗信任制,对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上,给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。     

乏燃料干式贮存设施辐射屏蔽计算

以干式贮存设施内部装载32组不同初始富集度、不同燃耗的乏燃料组件为研究对象,用MCNP程序,计算了不同冷却时间、不同位置处的中子剂量、γ剂量和总剂量,结果表明,随着冷却时间的延长,γ剂量率、中子剂量率和总的剂量率均在逐步减小。总的辐射剂量最大值出现在贮存设施表面活性段的中部,最大辐射剂量率约为2.47mSv/h,相当于核电厂辐射分区的高辐射区,应限制进入。为满足保护工作人员和公众所受剂量尽量低的要求,建议采取相关的措施例如增加屏蔽层厚度或者划定控制区域等,限制人员的进入。     

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下k_eff的计算。计算结果表明：正常工况下,k_eff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当²³⁵U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。     

压水堆乏燃料干式贮存的安全考量

通过对压水堆乏燃料干式贮存的准备、运输和贮存三个工艺区域的设备设施、操作过程和环境及其潜在的危险因素的研究, 重点针对作用于干式贮存设施的临界安全、放射性物质的包容、衰变热的移除和辐射防护的影响因素开展分析, 提出了针对性的防控对策;同时总结了秦山第三核电厂重水堆乏燃料干式贮存实施过程安全操作和管理的经验。研究成果可为解决压水堆乏燃料干式贮存设施的规划、设计、建设和运行过程有关安全问题提供思路。     

乏燃料干式贮存模块通风口半堵塞热工安全分析

为确保乏燃料干式贮存安全,必须有效地散出乏燃料衰变热。本文对卧式混凝土模块（TC）和内置乏燃料贮罐（DSC）在4个通风口发生不同程度半堵塞情况下的热工安全性能进行了分析。结果表明,在发生部分通风口半堵塞情况下,乏燃料贮罐内各个部件的温度均在相关法规标准限值范围内,乏燃料贮罐内的热量可被有效导出;混凝土结构温度超出法规限值,需设置合理监控手段,及时发现并清除堵塞。     

CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用

秦山第三核电有限公司(秦山三厂)建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施(简称QM-400模块),采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。其设计方案过于保守,且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。因此,本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。采用一维流体瞬态程序CATHENA建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝土固体导热模型,并以试验数据为基础对该模型进行修正,完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。同时采用三维流体计算的CFD程序对QM-400模块独立建模,实现对CATHENA程序的独立验算。取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存模块的设计建造,提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。     

压水堆乏燃料中间贮存技术研究

本文通过调研主要核电国家的压水堆核电站乏燃料中间贮存与处理现状,分析研究近年来在压水堆核电站乏燃料中间贮存方面的趋势,明确乏燃料干式贮存技术将是未来压水堆核电站乏燃料中间贮存的主流。结合我国压水堆核电站乏燃料的现状并对未来核电站乏燃料贮存与处理工作提出建议。     

用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型,按照最大热功率工况,即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力,并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便,又精确,还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。     

浅析俄罗斯乏燃料干法贮存设施安全要求及贮存实践

乏燃料贮存一直困扰各核电国家发展。随着中国的在建设核电厂更多投入运行,乏燃料贮存问题不可避免,俄罗斯是核电大国,核电起步早,拥有压水堆、石墨堆、快堆、舰船核动力堆等一系列反应堆堆型,制定了较为完善乏燃料贮存设施规范,并在贮存事件方面积累了很多经验,借鉴其乏燃料贮存安全管理规范和有益实践,对我国具有一定的借鉴意义。     

压水堆乏燃料干法贮存技术应用研究

介绍了国际上乏燃料干法贮存技术的产生背景以及技术发展历程,总结了国际上各种乏燃料干法贮存技术特点并进行了归类。鉴于我国压水堆乏燃料离堆贮存的需求,分析了国际上广泛应用于压水堆的三类乏燃料干法贮存技术的技术特点。最后基于我国核电厂乏燃料管理的现状,提出了我国压水堆乏燃料干法贮存在近期和远期的技术选择建议。     

气隙和接触热阻对乏燃料干法转运容器热工安全影响研究

结构壳体与铅层之间的间隙是转运容器向外排出衰变热的重要路径之一,2者之间的传热受到接触热阻的影响。在对转运容器热工安全评估的基础上,针对灌铅工艺中产生的铅层和结构壳体之间的接触热阻设定不同厚度的空气间隙,采用FLUENT软件进行了水平转运期间的瞬态数值模拟。结果表明,铅层和结构壳体之间的空气间隙层所产生的接触热阻致使2者之间产生显著的温差,温差随空气层厚度增加而变大,温差过大易导致铅层过热从而失去屏蔽安全功能;在转运容器的设计和制造中,灌铅工艺的优化应以缩小铅层和结构壳体间的间隙为目标,增强2层结构间的贴合度,以提高转运容器的热工安全性能。      

Science and Technology of Reactor Reactor Core Geometry Arrangement Research of Spent Fuel Critical Facility

With the development of nuclear power, the nuclear critical safety problem becomes more and more significant. The burnup credit technology has been applied to analysis of the nuclear critical safety. This has significantly enhanced the capacity of storing, transportation, reprocessing and improved the economy of back end fuel cycle. It is very important to carry out critical experiment on spent fuel for selecting calculation code packages and validating calculation methods using burnup credit technology. Before building the spent fuel critical experimental facility, massive detailed critical calculation should be performed.     

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。     

Safety Aspects of Long-term Dry Interim Storage Of Type-b Spent Fuel and Hlw Transport Casks

Abstract

Based on the German decision to minimise transport of spent fuel casks between nuclear power plants, reprocessing plants and central storage facilities several on-site storage facilities were licensed until the end of 2003. Because of the large amount of Type B(U) transport casks which are going to be used for long-term interim storage the question of timelimited Type B(U) licence maintenance during the storage period of up to 40 years has been discussed under different aspects. This paper describes present technical aspects of the discussion. A main aspect of qualification of transport casks for interim storage is the long-term behaviour of the metallic seal–lid system. Here results are presented from current long-term experimental tests with metallic 'Helicoflex' seals in which pool water is enclosed. This series of tests has been performed by the Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM) on behalf of the Federal Office for Radiation Protection (BfS) since 2001. Finally, the paper presents a German concept for an exchange of experience, know-how and state-of-the-art between authorities and technical experts with regard to cask dispatch in nuclear facilities. BAM has taken over a central role in this so-called 'coordinating institution for cask dispatching information' ('KOBAF') which entails management of an online database of cask-specific documents and a technical working group meeting twice a year. The goal is to keep comparable technical standards for all nuclear sites and storage facilities which are going to load and dispatch casks of the same or similar types under the responsibility of different German state governments for the coming decades.