新型乏燃料贮存格架自主研制

自主研发一种新型乏燃料贮存格架。基于该乏燃料贮存格架的结构,从临界安全、热工水力和力学抗震等方面论证新型乏燃料贮存格架的安全性、可靠性。为了验证新型乏燃料贮存格架的设计合理性和制造工艺可行性,制造1台工程样机,并进行支腿调节试验和模拟组件插拔试验。通过样机的制造和试验表明,新型乏燃料贮存格架设计合理、制造可行,可以批量化生产。     

高密度乏燃料贮存格架临界安全设计

基于第三代先进非能动压水堆核电厂的设计特点、运行方式及其复杂的燃料组件设计,考虑各种能谱硬化因素,研究组件燃耗计算的运行条件组合,获得指定燃耗深度下的核素密度。建立乏燃料贮存格架的临界计算模型,并对临界安全分析中的关键因素(如末端效应、可信事故工况等)进行详细研究,最终初步设计出满足我国最新(临界)标准和要求的、可应用于实际工程的高密度乏燃料贮存格架。     

乏燃料贮存格架时程分析方法

乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等。为了准确描述上述非线性响应,本文建立了乏燃料贮存格架整池有限元模型并进行非线性时程分析,考虑了滑移、碰撞、摩擦等影响因素,同时还考虑了乏燃料贮存格架在水池中的流固耦合效应。通过时程分析得到了乏燃料贮存格架在地震载荷下的位移、载荷等计算结果。该方法可用于乏燃料贮存格架的抗震分析。     

秦山核电二期工程乏燃料贮存格架的设计

在秦山核电二期工程的设计中，乏燃料的贮存采用了中子毒物镉的密集型贮存格架，与疏松型贮存格架相比，大大提高了乏燃料贮存水池单位面积的贮存能力。镉密集贮存格架的设计在国内尚属首次．本文介绍了该型贮存格架的方案选择以及设计中考虑的主要原则和要求。     

核电厂乏燃料贮存格架水下去污装置研制

针对核反应堆乏燃料贮存格架去污的必要性与功能要求,研制了一种二代核电厂乏燃料贮存格架水下冲洗去污装置。详细介绍了该装置的结构组成、功能原理及控制系统设计。经某核电厂现场使用验证,该装置操作简便,具有良好的冲洗去污能力,可大幅降低乏燃料贮存格架的辐射剂量水平。      

乏燃料贮存格架的试制

简要介绍了乏燃料贮存格架实体模型试制过程中的生产准备、材料要求、关键零部件的加工、组焊、检验以及抽插试验的过程,为乏燃料贮存格架产品的制造和国产化提供了经验。     

秦山核电二期工程乏燃料贮存格架的抗震分析及结构优化设计的探讨

本文描述了乏燃料贮存格架的结构及独特的抗震设计,介绍 乏燃料贮存格架抗震分析的方法和结论,并针对结构的特殊性,提出了对计算内容的补充,使得分析内容更为科学严谨和完整,通过研究影响贮存格架抗震性能的主要因素,总结了乏燃料贮存格架在抗震设计上的一些参考依据和优化设计观点。     

核电厂乏燃料贮存格架水下吊装工具研制

针对某二代核电厂乏燃料贮存格架水下吊装的需求,根据乏燃料贮存格架的水下布置特点,对水下吊装接口安全性及操作便利性进行分析,研制了一种通过抓放格架底板流水孔来实现格架水下自锁的兜底式格架吊装工具,并详细介绍了此水下吊装工具的结构组成、使用操作及工作原理;最后将此格架用于某二代核电厂20台格架的吊装作业。现场应用表明,此吊装工具操作简便、结构可靠,满足格架水下吊装需求。      

乏燃料湿式贮存利弊的争论

尽管在美国有二几个重要格架项目正在实施，同时另有一些项目亦在计划之中，但美国能源部并没有把湿式存作为一种离堆贮存的选择，为什么没有呢？     

基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法研究与应用

乏燃料贮存格架定位试验是核燃料装卸与贮存系统调试的一项关键性试验,直接影响着核燃料组件接收与贮存操作的安全性与高效性。通过对传统的人工手动定位试验方法进行研究,提出了一种基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法。工程应用实践表明,该方法可以大幅提升定位试验效率并减少人力需求,同时在乏燃料水池异物防护与设备保护方面也卓有成效,具有可观的经济与安全质量效益。     

AP1000核电厂乏燃料贮存安全性分析

福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计,通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题,保障了乏燃料组件贮存的安全性。     

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。     

乏燃料运输船旁靠浮动核电厂水动力耦合分析

乏燃料运输船与浮动核电厂组成的旁靠浮式系统,其水动力响应是一个复杂的工程问题.本文基于三维势流理论对乏燃料运输船旁靠浮动核电厂时,浮动核电厂的运动响应预报,并针对特定频率下幅值响应出现显著增大的现象,采用在两船水域之间添加加盖阻尼的方法有效抑制了间隙水体共振引起船体运动的伪共振现象.并研究分析不同浪向和船体间距时两船之...     

压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究

比较了4种典型核电厂乏燃料冷却系统的主要设计特点,通过对系统功能的分析,从方法论角度讨论了系统的设计方法,并提出了乏燃料冷却系统设计改进与优化的基本原则。     

Problems and Experience in Guaranteeing the Nuclear Safety of the Storage of Spent Fuel from Nuclear Power Plants

Nuclear-safety problems are examined and the results of investigations of nuclear safety of storage sites are presented for spent nuclear fuel from nuclear power plants. The initial events of anticipated and unanticipated accidents, methods and errors in the calculation of k_eff taking account of burnup to ensure nuclear safety, the possibility of measuring k_eff of storage sites experimentally, and new forms of fuel with a consummable absorber are calculated.     

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算

为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。     

AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析

基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合AP1000核电厂堆芯反应性控制特性,分析了轴向燃耗分布对系统反应性的影响。结果表明,高燃耗下采用机械补偿(MSHIM)轴向燃耗分布计算得到的系统反应性更保守,同时临界安全分析中需考虑吸收体在组件燃耗过程中对反应性的影响,且不应信任可溶硼。     

湿法贮存乏燃料核电厂的应急分级

根据乏燃料重返临界、屏蔽丧失、排热丧失和包容丧失对核电厂造成的实质性安全威胁,分析湿法贮存乏燃料核电厂的应急分级。应急分级使用的参数不仅应可实现监测,还应能表征乏燃料安全状态的等级。以方家山核电厂为例,给出了指示乏燃料安全状态的水位、温度、剂量率等参数的典型值及方家山核电厂乏燃料相关的应急分级。