核电站的放射性物质会泄漏吗?

正为了保证核电站的安全,核电站在放射性物质和环境之间设了三道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变所产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中不会释放出来。燃料芯块密封在锆合金包壳内,防止燃料裂变产物和放射性物质进入一回路水中。第二道屏     

破损燃料组件中裂变产物向冷却剂释放量计算

分析包壳破损情况下裂变产物从燃料芯块向冷却剂的释放机理,建立裂变产物从燃料芯块向冷却剂的释放量的计算模型;采用CPR1000机型的设计参数对燃料包壳破损率、包壳破损尺寸和燃耗开展敏感性分析,计算等效逃脱率系数并与AP1000设计控制文件中给出的逃脱率系数进行比较。结果表明,包壳破损尺寸对裂变产物释放的影响较大,燃耗和包壳破损率对裂变产物释放影响较小。在包壳破口尺寸为34μm时,采用建立的计算模型计算所得部分核素的等效逃脱率系数与AP1000设计控制文件中给出的逃脱率系数极为接近。     

U_3Si_2-AI 弥散型燃料元件

U_3Si_2-Al 弥散型板状燃料元件是新发展的高铀密度的研究堆燃料.辐照和全堆芯试用表明:元件外形尺寸稳定;无裂变产物泄漏;直到燃耗达98%时,U_3Si_2颗粒肿胀都是裂变密度的线性函数;U_3Si_2与铝基体和铝包壳在制造和辐照中都是相容的。芯体铀密度最高达4.8g(U)/cm~3的 U_3Si_2-Al 燃料都是适合研究堆使用的低浓铀燃料.     

压水堆核电站燃料包壳破损状态下主系统氚的测量方法

福清核电站2号机组首循环期间燃料包壳发生了破损,释放到冷却剂中的裂变产物是造成氚测量结果波动较大的主要原因。本文给出了压水堆核电站燃料包壳破损状态下氚的建议测量方法,减少了主系统样品中裂变产物对氚测量的影响,提高了氚的分析准确性。     

瑞典破损燃料棒探测系统的可靠性高达99.99%

轻水堆燃料组件的可靠性已经相当高了,但是运行经验表明,核燃料棒的缺陷还没有完全排除掉。万一这些缺陷属于穿透包壳壁的,那就有可能导致裂变产物的释放,从而污染一回路循环系统。为了避免一回路冷却水的持久性污染,必须及时地探测到泄漏的燃料棒,并把它从堆芯中换掉。     

镧系裂变产物（La、Ce、Pr和Nd）在α-U表面偏析行为的第一原理研究 #br#

镧系裂变产物引起的燃料肿胀及包壳脆化是UZr金属燃料服役中的主要问题。其快速扩散通常借助于裂变气体释放通道,实验可观察到镧系裂变产物会在UZr金属燃料氙气泡处偏析。为理解裂变产物扩散机理及表面偏析现象,本文采用第一原理方法,对低温α-U中（100）、（112）、（001）、（021）、（110）、（010）表面的原子结构及形成能进行了研究,并讨论了常见镧系裂变产物La、Ce、Pr和Nd在不同表面的偏析行为。计算结果表明,（110）表面的形成能最低,为1.75 J/m²,（112）、（021）和（001）表面的形成能次之,为1.81~1.83 J/m²,（010）和（100）表面的形成能最高,分别为1.96 J/m²和2.04 J/m²。4种裂变产物在6种表面都表现出明显的偏析效应,对于同一种表面,其偏析驱动力排序为：La>Ce>Pr>Nd。对于同一种镧系裂变产物,偏析能随层间距的增加而减小。此外,采用Mc-Lean方程从热力学上评估了4种裂变产物在α-U表面的占据率,结果表明在服役温度范围内,4种镧系裂变产物均表现出明显的表面偏析。     

镧系裂变产物(La、Ce、Pr和Nd)在α-U表面偏析行为的第一原理研究

镧系裂变产物引起的燃料肿胀及包壳脆化是UZr金属燃料服役中的主要问题。其快速扩散通常借助于裂变气体释放通道,实验可观察到镧系裂变产物会在UZr金属燃料氙气泡处偏析。为理解裂变产物扩散机理及表面偏析现象,本文采用第一原理方法,对低温α-U中(100)、(112)、(001)、(021)、(110)、(010)表面的原子结构及形成能进行了研究,并讨论了常见镧系裂变产物La、Ce、Pr和Nd在不同表面的偏析行为。计算结果表明,(110)表面的形成能最低,为1.75 J/m~2,(112)、(021)和(001)表面的形成能次之,为1.81～1.83 J/m~2,(010)和(100)表面的形成能最高,分别为1.96 J/m~2和2.04 J/m~2。4种裂变产物在6种表面都表现出明显的偏析效应,对于同一种表面,其偏析驱动力排序为:LaCePrNd。对于同一种镧系裂变产物,偏析能随层间距的增加而减小。此外,采用Mc-Lean方程从热力学上评估了4种裂变产物在α-U表面的占据率,结果表明在服役温度范围内,4种镧系裂变产物均表现出明显的表面偏析。     

废包壳测量装置研制进展

正废包壳是乏燃料在剪切、浸取过程中产生的固态废物,其中包括轻水堆乏燃料的锆包壳或快堆的不锈钢包壳、碎屑和格架碎块等。废包壳中主要的放射性物质为残留的未溶解的核燃料及其裂变产物、包壳材料的中子活化产物等。废包壳测量装置研制的目的是对包壳中残留核燃料量进行快速定量测量,为实现后处理厂的核材料闭合衡算和放射性固体废物处理处置提供有效的技术支撑。     

研究性重水反应堆改建中的辐射剂量监测

一、引言 研究性重水反应堆的改建,不仅需要工作人员在强γ辐射场下操作,而且需要操作高强度开放性放射性物质,这些放射性物质主要是~(60)Co等活化产物。由于1977年5月9日发生了考验元件熔化事故,烧穿了辐照管,使大量裂变产物进入堆内,虽然对重水进行了净化处理,但仍然有相当数量的裂变产物沉积在一回路中,这些放射性物质还包括~(137)Cs和~(90)Sr等裂变产物。     

世界上最大的堆芯熔化试验装置投入使用

【美国《核新闻》1983年10月第60页报道】世界上最大的模拟反应堆燃料熔化事故的装置,已在美国桑迪亚国家研究所投入使用。该装置能够熔化500公厅二氧化铀,并把它加热到2,700℃。该装置的主要部件是一台1,000赫兹、250千瓦的感应炉。该炉装在一个高平台上,平台下面就是一试验小室及有关的自控和数据收集装置。试验时,先把贫化的二氧化铀粉末熔化,然后加入模拟反应堆燃料、包壳和裂变产物(例如氧化锆和氧化钇的非放射性物质),最后迅速排入小     

极端事故假设下西安脉冲堆源项计算

使用ORIGEN2软件计算了西安脉冲堆2 MW满功率连续运行和3种断续运行至燃耗末期的堆芯放射性积存量;选取计算结果中最大积存量4.13×1016Bq,辅以燃料元件包壳全部破损的极端事故假设和保守地释放模型计算放射性物质环境释放量。结果表明,在1 min内的放射性裂变产物释放高达41.0%,有效释放时间大概持续5 min,最大环境释放量为4.54×1012Bq。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。      

α-U中裂变气体和合金元素相互作用的第一性原理研究

<正>金属燃料在使用过程中经历着剧烈的演变过程,制约其高燃耗的关键问题有:裂变气体释放和燃料的肿胀;燃料成分的重布,主要是指合金元素重分布;裂变产物的迁移及其对包壳的腐蚀。随着燃耗的升高,产生大量的裂变气体会影响合金元素的重布及其析出行为。本工作运用基于密度泛函理论的第一性原理计算程序VASP研究了α-U中裂变气体氙(Xe)和合金元素锆(Zr)和     

热管式空间快堆精细化燃耗计算分析

裂变气体产物的积累会造成燃料元件失效,本文主要利用蒙特卡罗燃耗计算程序RMC对热管式空间快堆UN燃料精细化燃耗和放射性核素的产生进行了计算,研究了空间堆的精细燃耗分布以及UN燃料中裂变气体(主要是Xe和Kr)的积累随运行时间的变化规律。结果表明:百千瓦热管式锂冷空间堆过剩反应性满足7年不换料要求,寿期末的燃料与包壳之间的压强不足以造成燃料元件的破损,整个寿期空间堆燃料处于安全可靠的状态。     

中国先进研究堆燃料板性能试验研究和行为评述

文章介绍中国先进研究堆燃料板及其性能试验结果,并对燃料行为进行了评述.通过对铀密度为4.3 g/cm3的U3Si2-Al 弥散体燃料和包壳材料的热物性测量、包壳的腐蚀试验、燃料板的机械性能测量、热循环和辐照性能试验,可以确认,燃料板在最高温度不超过起泡温度(550 ℃)情况下一般不会破损,裂变产物不会从燃料板泄漏.燃料芯体能够经受温度高达400 ℃的多次热循环,芯体不开裂,不碎化,芯体与包壳之间的结合、U3Si2颗粒与基体铝结合良好.温度直到250 ℃,燃料板不会产生变形.在热流密度直到4.0 MW/m2、芯体最高温度为230 ℃、样品辐照燃耗达71.8%(原子百分数)条件下,燃料板无变形和损伤,燃料板肿胀不明显.     

西德研究反应堆安全时使用了人工配制的裂变产物合金

【西德《原子与电流》1980年第5期报道】卡尔斯鲁厄核研究中心的一座配制弱放裂变产物混合物的装置,成功地结束了试运行。这种裂变产物混合物中,除了核燃料二氧化铀外,还含有最多有13种的裂变产物元素,这些元素是轻水堆辐照燃料中有代表性的裂变产物。这种混合物称阼钇(一种含有裂变产物的合金)。它在这套装置中,被加工成燃料棒,然后用作反应堆安全试验,例如小规模堆芯熔化试验。做这种用途时,裂变产物放射性组成的浓度约10微居里/公斤就够了。选用这种浓度的原因,一方面是使这种燃料棒的辐射强度实际上是无害的,另一方面又能根据γ射线测量立即鉴定出堆     

离线啜吸装置在燃料检测中的应用

辐照后的燃料包壳出现破损时,裂变产物(可溶性固体、气体)释放将增加包壳外部环境介质的放射性活度,通过检测环境介质的放射性活度变化趋势可实现对燃料组件破损程度的定量检测。论文介绍了利用离线啜吸法测量133Xe的释放动力学曲线,根据此动力学曲线定量判断破损燃料组件破口的当量直径,并对燃料组件包壳完整性进行评价。     

Zr-2包壳管爆破力学性能

核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。     

M5合金包壳管高温爆破性能

在反应堆运行期间，特别是运行后期，由于燃料芯块与包壳的机械相互作用以及燃料芯块的裂变气体的释放，包壳管将承受较大的双轴应力。为保障在反应堆运行期间的安全性，燃料元件包壳管的完整性非常重要。而内压爆破试验更能体现出燃料包壳材料在堆内时的真实受力状态。