核电厂乏燃料池一体化液位温度测量装置设计

文章介绍了福清核电3号、4号机组乏燃料池完成同时同点液位温度测量装置,无需分设两套设备;失去外电源时仍能正常工作,响应速度50 ms、测量精度水位±5 mm,温度±5℃,具有在线校验功能,适用于核电厂的池、坑及其他容器的水位温度测量。     

核电厂严重事故后乏池自安全冷却技术研究

针对核电厂严重事故后丧失内外电源的工况,提出了通过提取乏燃料水池（简称乏池）余热进行发电以实现乏池长期自安全冷却的方案。通过基于乏池余热的热力过程分析、工质选择、关键设备热力分析、系统方案设计研究,探讨了严重事故后利用乏池余热实现乏池长期自安全冷却的可行性。研究表明,根据核电厂严重事故后的工况环境以及系统输出功率,可采用上原循环或国海循环来建设乏池余热自发电系统。对于在役堆型和新堆型,该系统均可保证实现乏池余热的持续排出,满足乏池温度低于80℃的要求,从而实现乏池的自安全冷却。      

一种干式外圆机械切割装置的研制

在乏燃料后处理中，需要回取已封装在乏燃料贮存容器中的乏燃料。根据热室使用环境及乏燃料贮存容器的特点，从耐辐射设计、乏燃料贮存容器固定、切割进给、切割刀具及刀具更换、放射性废物最少化等方面进行设计响应，研制了一种在热室内开启乏燃料贮存容器的干式外圆机械切割装置。功能性试验验证了该装置满足设计和使用要求。      

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。     

液体样品硬X射线吸收光谱测量的新型样品池装置

介绍液体样品硬X射线吸收光谱(XAS)测量的样品池装置,其密封性好,易于拆洗,能用于水、有机溶剂等溶媒中的XAS测量.该装置具有可拓展性,通过与温度控制装置组合,可进行温度依赖的XAS测量;还可通过输液泵与液相装置联合(如纳米粒子的液相制备装置或催化反应装置),进行实时XAS测量.     

AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念,事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热,并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全。对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现,在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下,安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全;在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h,以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水,确保堆芯和乏燃料池安全。长期补水可以通过预留的安全接口持续进行。补水手段事故后有效,仅需操纵员有限干预。相对传统乏燃料池冷却系统设计,AP1000能更好地应对冷却丧失的事件。     

乏燃料贮存格架热工水力分析

通过计算流体力学的方法对新型国产乏燃料贮存格架进行热工水力分析,评估新型CPR乏燃料贮存格架在乏燃料池中的局部热工性能,计算在最大水力阻力下,包含放热量最大的乏燃料组件的格架贮存单元的局部最高温度。同时,经过理论计算分析了乏燃料池失去冷却水的极端工况下,乏燃料池的沸腾时间和贮存格架裸露时间。数值计算应用CFX流体分析软件,基于多孔介质模型完成计算分析。分析结果表明乏燃料池局部最高温度低于当地压力下水的饱和温度,满足格架的应用要求;在功率运行工况下失去冷却水,乏燃料水池沸腾时间足以用于采取有效措施应对极端工况。     

基于ASTEC程序的乏燃料水池严重事故研究

为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析.分析结果表明,乏燃料水池事故进程...     

乏燃料池丧失冷却后燃料操作区域温度压力的响应分析

在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃料池丧失正常冷却后,饱和蒸汽从乏燃料池进入燃料操作区域。在一定温度下,固定蒸汽释放面板的机构熔断,面板自动打开,缓解燃料操作区域的增压过程。本文应用GOTHIC程序8.0版本分析事故后燃料操作区域的三维温度场和压力响应。研究结果表明:在事故后的不同时刻,燃料操作区域存在不同程度的温度分层现象;在事故后约7500 s时刻,可熔机构熔断,蒸汽释放面板开启,燃料操作区域压力迅速降低,此后维持在较低压力水平。     

水面核电厂蒸汽发生器水位测量技术研究

由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行，导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理，在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案，并通过倾斜摇摆台架进行了试验验证。验证结果表明，该改进测量方案能够在水面核电厂倾斜摇摆环境下，快速跟踪各种工况下蒸汽发生器水位的变化，测量稳定可靠。