乏燃料后处理厂通风控制系统设计方案

针对乏燃料后处理厂通风系统的测量和控制需求,设计了一套集中控制的分布式控制系统。在后处理厂通风特点和需求的基础上,分析了其仪控系统的安全分级;阐述了非安全级仪表和安全级仪表的需求,给出选型方案;使用SIEMENS PCS7 DCS系统,基于PROFINET工业以太网技术构建分布式非安全级控制系统;采用满足放化安全级要求的智能二次仪表配合模拟元件的方式集成安全级控制系统,研究并给出了测量、控制和联锁逻辑的构成方式。     

国内特别报道

<正>中核集团地浸项目获得国家科技进步二等奖1月9日,国家科学技术奖励大会在北京隆重举行,中核集团的"CO2和O2原地浸出采铀工艺技术研究与工程应用"项目获得国家科技进步二等奖。(摘编自中核网2015年1月10日报道)方家山核电工程2号机组成功并网发电1月12日17时25分,方家山核电工程2号机组成功并网发电,至此秦山核电基地现有的9台机组全部投产发电,成为国内最大的核电基地。(摘编自中核网2015年1月12日报道)     

飞机撞击下高温气冷堆乏燃料厂房损伤研究

本文针对典型高温气冷堆乏燃料厂房在双发商用飞机撞击载荷下的响应及结构完整性开展研究，并探讨结构特性对撞击损伤的影响。对乏燃料厂房及飞机分别建立有限元模型，通过弹体-目标相互作用分析模拟了飞机撞击过程，综合IAEA与NRC的评价准则对乏燃料厂房在飞机撞击下的损伤程度进行评估。数值结果表明：厂房上对应于机身及发动机的撞击位置发生可接受的局部损伤；乏燃料贮存井墙体对于提高构筑物抗飞机撞击能力有重要作用。此外，构筑物外形对损伤有很大影响，圆柱形壳体的抗飞机撞击能力显著强于方形厂房，是核电厂厂房设计的优化方向之一。     

捷克共和国完成乏燃料地质处置包的开发北大核心CSCD

2021年11月25日,斯柯达宣布捷克共和国乏燃料地质处置包的开发已经完成。处置包为一个耐腐蚀钢制成的密封容器,用于贮存VVER反应堆的高放射性乏燃料组件。捷克共和国有两座核电站——杜科瓦尼核电站和特梅林核电站,前者拥有4座VVER-440机组,后者有两座VVER-1000机组。两座核电站提供全国电力的三分之一。斯柯达表示,乏燃料包的概念将是将乏燃料组件放置在密封的不锈钢外壳内,然后再放置在两端密封的碳钢圆筒内。     

关于加快发展核电站乏燃料后处理的建议

安全高效发展核电是我国改善能源结构,以及提高清洁能源供应的有效措施。为保障核能可持续发展,加快发展乏燃料后处理已成为当务之急。本文从国内外乏燃料后处理发展现状出发,分析了发展乏燃料后处理的必要性和紧迫性,并提出了有关发展建议。发展乏燃料后处理应匹配我国核电发展形势,逐步建立完善的乏燃料离堆贮存和后处理服务体系,实现乏燃料的统一规划部署、集中安全管理。     

乏燃料熔盐电解后处理动力学模型研究

电解精炼是乏燃料干法后处理工艺中的关键环节。针对氯化锂-氯化钾（LiCl-KCl）熔盐环境中的电解精炼行为,基于电极表面处的反应过程建立了动力学模型。通过与现有实验数据的比较验证了模型的有效性。通过该模型,可以预测电解精炼过程中液镉阳极中乏燃料的溶解和阴极处金属沉积的动力学特征,以及所涉及元素的分电流、电极电位和熔盐中离子浓度的演变。除此之外,该模型还能模拟多元素复杂体系电解精炼的过程。当使用锆、铀、钚及稀土作为阳极时,模拟结果显示在阳极处锕系元素和稀土元素随时间逐渐溶解,而惰性金属几乎不溶解。在熔盐中,钚的浓度逐渐增加而铀的浓度逐渐减少,当钚开始在固体阴极发生沉积后,铀的沉积速率减小,而稀土元素和锆在阴极的沉积量极少。     

碳基二氧化钛材料对磷酸三丁酯的光降解研究

磷酸三丁酯作为一种高效的萃取溶剂广泛应用于乏燃料后处理PUREX工艺,然而在后处理恶劣的环境中,放射性物质的强辐照以及硝酸的强氧化性下,磷酸三丁酯遭到破坏和分解,导致其萃取和反萃取性能削弱,直至废弃,成为新的废物,这时就需要对它们进行最终的处理。光催化法是一种处理含有机废液绿色环保的方法,文中制备了一种由二氧化钛纳米颗粒包覆碳球的复合材料,增强了对磷酸三丁酯的光催化效果。实验表明该材料能够在紫外光下降解水溶液中的磷酸三丁酯     

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℃。     

304L/ER316L奥氏体不锈钢焊接板的点蚀行为

采用三氯化铁浸泡试验和电化学试验研究了核电站乏燃料池覆面用304L/ER316L/304L奥氏体不锈钢焊接板在3.5%(质量分数)NaCl溶液(溶液1),含2700mg/L B3+的纯硼酸溶液(溶液2)和含2700mg/L B3++200mg/L Cl-的混合溶液(溶液3)中的点蚀行为,同时研究了温度和氯离子对其点蚀行为的影响。结果表明:在三种溶液环境中,焊接板不同区域的耐点蚀性能由强到弱依次为焊缝区>母材区>热影响区。焊缝金属耐点蚀性能最优的主要原因是Ni、Mo含量较高,而热影响区的最差是由于显微组织不良。在30,40,60℃溶液2中,即使在高电位下也未观测到焊接板发生明显点蚀,而掺杂200mg/L Cl-后,焊接板的点蚀倾向显著增加,点蚀敏感性随温度升高而升高。符合设计参数的纯硼酸溶液是很好的服役环境,但当其中加入Cl-后,焊接板的耐点蚀性能会大幅降低,故乏燃料池在服役期间,应严格控制水温变化并监控水质,避免温度长时间过高及侵蚀性Cl-含量超标。