后处理设施的红油爆炸故障树分析

目前世界上几乎所有的乏燃料后处理设施均选用Purex流程。红油爆炸事故是Purex流程后处理设施安全研究的焦点问题之一。本文对典型后处理设施共去污分离循环工段的中放废液蒸发器的红油爆炸事故进行了事件树 故障树分析。结果显示,红油爆炸事故的发生频率极低;人因失误和共因失效对整个红油爆炸事故的贡献很大。应采取相应措施,以预防事故的发生。     

国外核燃料后处理厂临界事故统计和分析

对国外核燃料后处理厂的临界事故进行了统计和分析。通过调研,明确了临界事故的实际发生频率、起因和危害,并分析了临界事故的预防、监测和缓解措施的投入及使用情况,以便为核燃料后处理厂相关的工程设计、设施运行、安全分析以及安全审评工作提供参考和依据。     

法国的"非核"爆炸被定级为INES1级

[世界核新闻网站2011年9月30日报道]2011年9月12日在法国森塔科(Centraco)核废物处理与整备设施发生的熔炉爆炸事故(详见本刊2011年第9期相关报道)已被定级为国际核事件与放射事件分级表(INES)的1级事故,即INES中的最低级别.这起事故共造成1死4伤,其中1人仍在巴黎的医院中接     

后处理厂应急操作干预水平分析与计算

操作干预水平是依据防护最优化原则制定的,它是以环境监测数据来实施响应行动,使防护行动满足实际应急需求。因此操作干预水平作为事故应急响应的重要依据,是后处理厂应急预案中关键一环。本文根据后处理厂操作干预水平制定的特点,分别采用以可避免剂量和预期剂量导出操作干预水平的两种方法,计算后处理厂操作干预水平。其中采用可避免剂量作为隐蔽、撤离的防护行动准则,计算得到后处理厂严重事故操作干预水平OIL₁计算结果数值很小,在常用γ剂量率仪的探测限以下。以俄罗斯Tomsk红油爆炸事故源项为例,使用可避免剂量导出操作干预水平的计算方法,得到了操作干预水平OIL₁、OIL₂和OIL₃的值,可以为后处理厂场外公众防护行动提供指导,完善后处理厂应急准备和管理。     

乏燃料后处理厂事故安全分析方法的探讨

参考了NRC、DOE、IAEA等相关文件,结合我国乏燃料后处理厂安全分析的经验和实际技术水平,建议我国乏燃料后处理厂在事故安全分析中可采用确定论和概率安全分析相结合的风险评价方法,并提出了相应的工作流程。     

英国公布乏燃料管理报告

英国索普（Thorp）后处理厂将于2008年恢复全面商业运营。自2005年4月被发现发生放射性液体泄漏事故（详见本刊2005年第5期相关报道）以来，该厂一直处于停运状态。     

核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析

随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据核燃料后处理厂可行性研究阶段的工程方案对运行状态和事故工况下的放射性流出物进行了估算,并参照我国核电环评相关标准规范对200吨/年核燃料后处理厂投运后可能对环境的影响程度进行了分析预测,可以作为审管当局决策的重要依据。     

后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算

我国对于后处理工业的需求随着核电事业的迅猛发展变得愈发强烈,为了满足后处理工业安全发展必不可少的核应急需求,为核应急工况下后处理厂的核应急响应与决策支持提供依据。针对后处理厂1A柱有机相着火事故这一基准事故,结合实际工艺流程及监测手段,选取了核应急工况下的可获得参数(有机溶剂泄漏质量等)作为输入,在有机相燃烧速率经验公式基础上,结合后处理的工艺特点,引入少量修正建立了后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算模型,并使用FORTRAN编程语言开发了相应软件。数值验证结果表明,该估算模型可以满足后处理厂1A柱有机相着火事故的核应急需求。     

圆柱形溶液系统临界事故分析程序研制与验证

圆柱形溶液系统临界事故的分析评价具有重要的学术意义和工程价值。为实现该溶液系统临界事故的模拟与分析,本文研究了核临界事故的发生发展机理,自主研制了圆柱形溶液系统临界事故分析程序(CAACS),为后处理厂改造及后续商用后处理厂建设提供事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究奠定基础。     

临界事故探测报警系统的新设计

【《欧洲核综览》 1999年第 3— 4期报道】　任何一个处理高于某一最小量易裂变材料的工厂都要安装临界事故探测报警系统。在核电厂的反应堆内 ,临界属于一种受控事件 ,在厚屏蔽墙的后面产生。但在易裂变材料精炼、浓缩、加工、使用、贮存、后处理或处置的任何地方 ,临界偶有发生。据报道 ,全世界发生过 5 3起临界事故 ,其中包括前苏联的 12起。临界事故可能产生非常严重的影响 ,因为这种意外事故可能在几乎没有或根本没有屏蔽的地点发生 ,使工厂操作人员摄取大量剂量。 11起事故造成人员死亡。即使后处理厂设有非常厚的屏蔽墙 ,也不足以避…     

肼催化还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)的研究进展

U(Ⅳ)是目前大多数乏燃料后处理厂普遍使用的还原反萃剂,它的制备对乏燃料后处理工艺的研究起着关键性作用,但是U(Ⅳ)的不稳定性决定了其制备具有一定的困难。本文主要介绍了从乏燃料后处理中制备U(Ⅳ)的研究进展,着重讨论了肼催化还原法在不同酸性介质中还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)的反应过程、反应机理以及在反应过程中采用不同催化剂对反应过程的影响,最后提出几点催化还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)值得更加深入探讨的问题。     

浅议大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则

介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.     

科普宣传在核电建设中的作用

核电发展,科普先行。江苏核电有限公司自成立以来,始终把普及核电科普知识、让公众了解核电、亲近核电、宣传核电作为一项重要工作来抓,坚持以＂普及核电知识,正确引导公众,服务田湾建设、促进企业发展＂为中心,按照＂贴近社会、贴近群众、贴近生活＂的原则,逐步强化＂走出去、请进来＂的核电科普宣传形式,深度挖掘核电科普资源,创新核电科普教育方式,持续推进公司科普宣传教育工作健康发展,得到了社会各界的肯定和好评。如今,公司已形成人人＂争当核电科普使者＂的良好氛围,内外核电科普宣传和教育工作因此取得了较好的成果,为田湾核电又好又快、安全发展营造了良好的社会环境。     

后处理厂溶剂再生系统始发事件的FMEA评价

识别始发事件是事故分析的基础。目前后处理厂对始发事件的识别尚未形成通用方法。本文以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究示范对象,采用失效模式和影响分析(FMEA)的工程评价方法识别和筛选始发事件。分析结果表明,该系统始发事件的类型主要包括:包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)破损泄漏;酸、碱洗槽界面测量仪表失效;各贮槽和洗涤槽液位测量仪表失效;污溶剂接受槽有机相出口计量泵轴封泄漏。经与美国后处理厂安全分析报告和国外后处理事故实例比较,FMEA方法分析结果对于设备失效所致的事故具有良好的包络性和适用性。因此,该方法可作为选取始发事件的参考方法,并可推广应用到后处理厂的其他工艺流程系统。     

Fault Tree Analysis of System Anomaly Leading to Red Oil Explosion in Plutonium Evaporator

Results of scenario identification, preparation of reliability data, fault tree construction and its analysis, are rendered for a system anomaly considered liable to lead to a red oil explosion in a Pu evaporator of a typical model of reprocessing facility.

Japan Atomic Energy Research Institute has introduced the model plant data, the basic failure frequency data together with the fault tree analysis code FTL from NUKEM GmbH, Germany, and used to execute the above analyses.

The frequency of occurrence of the system anomaly initiated by failures of the Pu purification process such as a pulse column failure or a mixer settler failure has been evaluated to be 2.6×10-³/yr for the solvent carry over into the evaporator for the German model reprocessing facility. In addition to this event, if an abnormal state such as continuously heating the solution to over 150°C inside the evaporator would happen with the analyzed occurrence probability of 1.0×10^?8, it would be the more possible to result in the red oil explosion. The occurrence frequency for the combined events has been calculated to be 2.6×10^?11/yr, so small compared with the public acceptance limit which might be set as 1×10-⁶/yr.     

核电与常规电的异同——浅议从常规电向核电工作转变的体会和认识

随着国家"积极推动核电发展"指导思想的贯彻落实,尤其是2006年国家确定引入美国西屋AP1000核电技术路线之后,以常规电为背景的一些电力集团均不同程度地参与了核电前期开发、工程建设等方面的工作,传统的核电企业如中核集团、中广核集团也大量地招聘、招收了一定比例的常规电从业人员。这些长期从事常规电工作的人员从事核电工作以后,如何能够尽快实现工作转变,早日适应核电的工作要求,做到从工作的转变到观念的转变,知识的转变,思维方式的转变,熟练驾驭的转变,从而成为一名合格的核电工作者。本文从核电的技术特点、管理特点、文化特点和从事核电工作应关注的几个方面问题进行阐述,以期为这一特定时期的核电发展贡献一份力量。     

（前）苏联压水堆核动力装置事故分析

本文介绍了（前）苏联压水堆核电厂及核潜艇的较重大事故的起因、过程及后果，分析了事故原因，指出了应从中吸取的经验教训。