福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3 d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明：地震发生后约36 h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属 水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72 h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。     

福岛第一核电厂事故源项估算及方法比较

本文参考日本福岛第一核电厂的部分资料,利用美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》（NUREG-1465）以及国际原子能机构发布的《为轻水堆设计估算参考源项所提供的简化方法》（IAEA-TECDOC-1127）两份技术文件中的假设条件,分别计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。同时通过对堆芯积存量、抑压水池净化...     

福岛事故废液滞留和循环处理进程分析

日本福岛事故后,东京电力公司利用福岛第一核电厂原有的反应堆厂房、汽轮机厂房、高温焚烧厂房、工艺主厂房以及新设置的废液净化处理装置和废液贮槽,在现场建立了事故后废液滞留和循环处理系统,基本实现了事故废液的贮存、净化和循环利用。自2011年6月29日开始,东京电力公司约以周为间隔实时发布现场废液积存量/处理状况报告。本文统计了2011年6月29日—2014年1月8日期间先后发布的132份状况报告中有关现场各相关厂房和贮槽内废液积存量的数据,分析了福岛事故后废液滞留和循环处理进程,研究了福岛事故后建立的废液滞留和循环处理系统的组成、功能和运行特点及将其应用于废液滞留和循环处理中的经验与不足,并提出了关于事故后废液包容滞留的若干建议,为我国开展核电厂事故废液包容滞留措施研究提供借鉴。     

福岛第一核电厂5号和6号机组即将退役

正【世界核新闻网站2013年12月18日报道】东京电力公司(TEPCO)已证实,福岛第一核电厂在2011年3月的核事故中未受损的2台机组(即5号和6号机组)即将退役。它们将被用作全尺寸试验模型,用于试验在检测和清理该电厂4台受损机组时所需的技术。5号和6号机组位于受损的1~4号机组以北约200米。在2011年3月发生地震和     

方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。     

福岛第一核电厂2号机组大部分燃料碎片位于反应堆压力容器底部

正【日本原子力产业协会网站2016年8月2日报道】2016年7月28日,日本东京电力公司(Tepco)公布了利用宇宙射线μ子检测技术对福岛第一核电厂2号机组燃料碎片实施检查获得的结果。检查结果表明,大部分燃料碎片(在事故期间熔化并再次凝固)位于反应堆压力容器底部。这项检查由东电和高能加速器研究机构(KEK)合作实施。在检查过程中,首先使用2个塑料闪烁体检测μ子的散射情况。然后根据μ子透射情况计算材料的分布。这一方法的有效性已在1号机组的相关研     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析

第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理,使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化,安全性、可靠性、经济性大幅度提高,以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件(Utility Requirements Document,URD)第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求:在很小的反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)净泄漏率(不大于2.27 m3·h-1)条件下,具有足够的系统冷却剂装量及补水能力,以保证在8 h(28 800 s)内不会触发自动降压系统而进行计算分析,本分析采用安全分析报告小破口失水事故(Loss of coolant accident,LOCA)分析采用的NOTRUMP程序,分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议：对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。     

卡拉奇核电厂2号机组全模拟DCS系统研发

本文以卡拉奇核电厂2号机组全模拟DCS系统为研究对象,介绍全模拟系统的仿真实现,简述全模拟DCS系统与实际DCS系统的异同点和仿真关键技术。全模拟DCS系统采用国内自主RINSIM2.0平台软件完成工程开发,测试表明,系统的可用性、仿真精度以及仿真范围均满足行业标准。全模拟技术受实际DCS影响小,研发进度可控,在首堆的模拟系统研发中具有优势。     

福岛核事故后对我国核电厂应急控制中心抗震设防的思考

结合福岛核事故后对我国核电厂进行的核安全检查,分析了我国核安全法规关于核电厂应急控制中心的要求以及福岛核事故的经验教训,提出目前我国核电厂应急控制中心采用民用抗震设防标准进行抗震设防,无法保证在由地震引发的应急事故工况下应急控制中心的功能,应该适当提高其抗震设防级别。     

日本福岛第一核电站事故源项及后果评价

根据已有的日本福岛第一核电站相关资料,利用美国核管理委员会《轻水堆核电厂事故源项》中的假设条件,计算出事故后安全壳内的放射性源项,综合考虑各种不确定性因素,得出较为保守的环境释放源项。采用美国核管理委员会RG 1.4中大气扩散模式的假设计算大气弥散因子,并应用ICRP 71号出版物F、GR 12号报告等资料中的剂量计算...     

福岛核事故中喷洒水溶性树脂降污初探

日本福岛核事故发生后,东京电力公司通过在事故现场喷洒水溶性合成树脂的办法,在污染区表面形成固结层,抑制和控制放射性粉尘的扩散。本文简要介绍了福岛核事故发生的经过,喷洒水溶性树脂的动机,喷洒范围及实施过程。依据相关报告,对福岛核事故中喷洒水溶性树脂的降污效果进行了分析,并就水溶性树脂的降污机理和应用前景进行了初步探讨。喷洒水溶性树脂对固定放射性粉尘等有一定的降污效果,值得我国借鉴和研究。     

福岛乏燃料水池事故探讨

日本福岛核事故暴露出乏燃料水池安全的重要性和严峻性,乏燃料水池的安全监管应给予高度重视.本文描述了日本福岛第一核电厂乏燃料水池的基本情况,简要分析了4号机组乏燃料水池的事故起因和乏燃料源项,最后总结了从此次事故中汲取的经验教训.     

福岛核事故期间山西地区辐射环境应急监测

日本福岛核电站受地震影响发生事故后,中国辐射防护研究院随即启动了应急监测,监测内容包括γ辐射剂量率,以及气溶胶、空气碘、沉降灰、降水、地表水、生物和土壤等环境介质的放射性水平。监测结果表明：γ7辐射剂量率没有发生明显变化;气溶胶、空气碘、沉降灰、降水、地表水和生物样品中均测出了131I,部分样品中测出了137Cs和134Cs;土壤样品中131I低于探测限。     

福岛事故后大型先进压水堆安全发展探讨

对福岛事故进行分析,指出在没有厂外救援的情况下,堆芯和乏燃料需要长期完全非能动冷却。通过在AP1000基础上的改进和对新型非能动系统的研究,说明了大型先进压水堆可以实现长期完全非能动冷却,从而实现无需厂外应急的第IV代核电厂安全目标,这也是大型先进压水堆安全发展的方向。     

福岛核事故引发的若干思考

福岛核事故是一场损失惨重的核灾难,它提出了一些值得深入分析和思考的问题。文章对今后核电发展中遇到的选址（包括在选址后的几年内,定期观测和仔细研究核电厂周围区域的地震和地质条件的变化发展）、机组延寿、反应堆压力容器可能开裂和一址多堆等问题进行了简短的讨论。     

福岛核事故期间浙江地区空气中放射性水平应急监测

福岛核事故发生后,浙江省辐射环境监测站在浙江省境内开展了空气中放射性水平的应急监测。本文介绍此次应急监测的内容,对测量结果进行了分析,为类似辐射应急监测提供了几点建议。     

Reactive spark plasma sintering of Cs-exchanged chabazite: characterisation and durability assessment for Fukushima Daiichi NPP clean-up

ABSTRACT

Ion-specific media (ISM) have played an integral role in the clean-up and remediation efforts at the Fukushima Dai-ichi disaster site, through the processing of contaminated wastewaters. The use of these materials generates a secondary nuclear waste stream, presenting its own series of engineering problems arising from stringent handling and long-term storage requirements. A reactive spark plasma sintering (SPS) method was investigated for conditioning of the spent cesium exchanged zeolite, chabazite. A natural form of the zeolite was used as an analogue to the engineered ISM used at the Fukushima NPP site. Simulant wasteforms were sintered using different temperature and pressure parameters followed by analysis of phase assemblage, density, and durability (using the product consistency test (PCT)). The results indicated that zeolite structure had collapsed completely, with the exchanged cesium partitioned primarily into a durable feldspar to assure stability of the sintered material for passively safe storage or geological disposal.