核燃料循环“一次通过”情景分析研究

在我国大力发展核电和建立先进闭式燃料循环体系的前提下,为了核燃料循环各环节相互匹配,有机协调地发展核电,需对核燃料循环各环节的规模、布局等开展模拟分析研究。为了综合比较闭式燃料循环在铀资源利用率、环境友好型等方面的优势,还需对核燃料循环的"一次通过"方式进行分析研究。根据我国核电目前和中长期发展规划,假设2050年中国核电装机容量分别达到100GW、200GW和300GW,核电站全部采用压水堆,核燃料循环采用"一次通过"方式,利用简化模型,计算分析了近100年内累计需要的天然铀、每年需要的天然铀、每年需要的分离功、累计产生的乏燃料和需要离堆暂存的乏燃料量等关键数据。     

核燃料循环技术经济和战略综述

本文简要综述了核燃料循环前端和尾端各环节包括采矿、水法治金、铀转化、铀富集、燃料元件制造、乏燃料后处理（处置）、废物处理和处置等工艺的技术现状和发展方向；分析了核燃料循环各环节的成本构成和在核电成本中的份额，目前核燃料循环成本约占核电成本27%，随着燃料元件性能的改善和燃耗的提高，核燃料循环成本在核电中的份额将有大幅度下降；核燃料循环战略其最大分歧点是关于乏燃料的管理，即对乏燃料元件是采取后处理回收轴钚再循环还是采取直接处置，出于国情，各国采取了不同的战略，由于核安全和环境保护是全球性问题，这两种路线之争还将继续。     

核电产业将面临艰难的发展道路

[世界核新闻网站2011年4月6日报道]日本福岛第一核电站于2011年3月因地震和海啸影响而发生放射性泄漏事故发生后,全球核电产业界的首次重要会议即2011年世界核燃料循环大会于2011年4月5日在芝加哥召     

UF_6气态泄漏与液态泄漏事故源项的计算与比较

UF_6泄漏是核燃料循环设施发生频率最高的事故,针对UF_6特性,本文分别对在高温高压下UF_6气态泄漏和液态泄漏的释放途径及源项进行了分析计算与比较,本文的分析计算对于深入理解UF_6泄漏现象,为事故后果评价提供准确事故源项具有重要意义。     

南澳州政府支持扩大铀资源勘探和开发

正【世界核新闻网站2016年11月15日报道】澳大利亚南澳州州长Jay Weatherill2016年11月15日宣布支持核燃料循环皇家委员会提出的12条建议中的9条,包括扩大铀矿开采和铀资源勘探,但反对取消核电建设禁令。核燃料循环皇家委员会成立于2015年3月,负责对南澳州开展核燃料循环各环节业务的可行性进行独立的全面调研。委员会2016年5月公布了其研究报告。Weatherill11月15日向南澳州议会提交了对委员会报     

UF6泄漏事故后果评价研究进展

简要介绍了核燃料循环过程中UF6泄漏事故的几类事故情形,以及UF6泄漏后的大气扩散过程。目前,用于UF6泄漏事故后果评价的主要模型是HGSYSTEM／UF6模型和RASCAL模型：一般情况下,两种模型可溶性铀的平均浓度的预测值与实际测量值相比为小于2的数;在D类稳定下RASCAL预测的结果处于高斯模型和HGSYSTEM／UF6之间;而在F类稳定度下,1km内基本上是RASCAL计算结果最低,1km外3个模型预测结果无规律性。     

核燃料循环成本与核电的竞争力

国际市场核燃料价格变幻莫测,对我国核电的成本和发展产生影响,本文提出了控制整个核燃料循环成本的设想,以提升中国核电的竞争力,促进核燃料产业和核电产业的共同发展。     

核燃料循环趋势

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】 20世纪70年代,公众认为核电是解决化石燃料储量不断减少的办法,铀也被认为是一种稀缺商品。为了满足庞大的军事计划和核电预先增长的需要,一些国家为核燃料循环的各个阶段均建造了大型设施,并研究开发后处理设施。但是,由于民用核电发展缓慢以及削减核武器协议的签署,除铀矿开采业外,核燃料循环设施的生产能力均超出了需求。 目前的天然铀需求量为60000 t/a,已知的铀储量可供现有反应堆使用至少70年,而估计储量则足以满足250年的需求。 社会与政治变化也影响着核电工业。核电的作用是不断讨论的领域…     

核燃料循环设施始发事件定量分析

分析了典型核燃料循环设施始发事件的特点。依据始发事件的数学模型和核燃料循环系统中硬件相关始发事件的失效机理,给出了核燃料循环设施始发事件定量分析的途径,以具有相同工艺过程特征的假想模型为例,对由多重因素导致的始发事件进行了定量分析,并给出了静电火花、管塞泄漏、腐蚀导致泄漏、溶剂探测器失效等几类始发事件频率。     

压水堆核燃料循环的经济分析程序介绍

所开发的压水堆核燃料循环分析计算机经济程序包括12个子程序,代表着压水堆整个核燃料循环各种不同的工艺过程。本程序能算出压水堆核电站核燃料循环中燃料费用对发电成本的影响,给出各工艺过程对燃料成本的敏感度分析,并尽可能给出燃料循环中燃料材料及服务的价格数据.     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

铀芯块的核法证分析及初步溯源

为有效应对核安全事件和潜在的核恐怖威胁，提高核法证分析能力，防止放射性犯罪或恐怖袭击，本工作以核燃料循环中最重要的产品铀芯块作为分析对象，采用核法证分析技术溯源铀芯块的来源及工艺特征。分析了芯块的物理外观特征、微观结构、痕量杂质、稳定同位素组成、年龄等特征指纹信息。在对以上核取证特征指纹信息测量、综合分析的基础上，通过与调研的核燃料芯块资料对比，对样品进行了初步溯源，结果显示，由于不同地质条件与工业过程，铀芯块内遗留有独特的、可区分的信息。其中，核材料的年龄、痕量杂质和稳定同位素组成等特征非常重要。     

田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

Application of Fire-Retardant Treatment to the Wood in Type A Unirradiated Nuclear Fuel Outer Containers

Abstract

Packagings for transporting unirradiated nuclear fuel assemblies in the United States are commonly constructed as rectangular boxes consisting of a metal inner container, a wooden outer container, and cushioning material separating the two. The wood in the outer container is a potential source of fuel for fire. Use of a fireretardant treatment on the wood may reduce or eliminate the damage to nuclear fuel assemblies in some types of accidents involving fire. The applicability of using fire-retardant treatments on the wood of outer containers is addressed. An approximate cost-benefit analysis to determine if fire-retardant treatments are economically justified is presented.     

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.     

Safety assessment methodology and analysis of production during plutonium recycling at the State Science Center of the Russian Federation—Scientific-Research Institute of Nuclear Reactors

The methodology and criteria for safety assessment of nuclear fuel cycle technological processes are proposed, substantiated, and checked in large-scale recycling of plutonium (500 kg). The results of comprehensive investigations of the radiation-ecological conditions during the experimental production of mixed uranium-plutonium fuel and fuel assemblies at the State Science Center of the Russian Federation— Scientific-Research Institute of Nuclear Reactors are presented. A methodology and an experimental data bank can be used for safety assessment of commercial recycling of plutonium and Np, Am, and Cm in the nuclear fuel cycle. 4 figures, 3 tables, and 13 references. State Science Center of the Russian Federation—Scientific-Research Institute of Nuclear Reactors. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 87, No. 4, pp. 266–275, October, 1999.     

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。     

商用压水堆核燃料研发进展与应用展望

压水堆（PWR）是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO₂燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO₂燃料中,大晶粒燃料具有较高的技术成熟度,将在PWR实现大规模商用;高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决;具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等,以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。      

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。