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相似文献
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1.
[美国《核燃料》1994年6月6日报道] 上周,德国联邦研究和技术部(BMFT)的官员说,德国对从英国和法国购买供计划的FRM—2高通量设施用的高浓铀(HEU)“不感兴趣”,因为这两个国家不  相似文献   

2.
乏燃料干法贮存容器的屏蔽设计是关系到乏燃料干法贮存设施辐射安全的重要影响因素。以我国自主研发的乏燃料干法贮存容器为对象,重点围绕屏蔽性能目标的合理确定、屏蔽计算方法、计算假设的选择以及计算结果的分析等多方面展开研究。计算分析表明,自主研发的的乏燃料干法贮存容器的屏蔽性能良好,满足辐射安全要求。   相似文献   

3.
压水堆乏燃料中间贮存技术研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
本文通过调研主要核电国家的压水堆核电站乏燃料中间贮存与处理现状,分析研究近年来在压水堆核电站乏燃料中间贮存方面的趋势,明确乏燃料干式贮存技术将是未来压水堆核电站乏燃料中间贮存的主流。结合我国压水堆核电站乏燃料的现状并对未来核电站乏燃料贮存与处理工作提出建议。  相似文献   

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5.
乏燃料贮存一直困扰各核电国家发展。随着中国的在建设核电厂更多投入运行,乏燃料贮存问题不可避免,俄罗斯是核电大国,核电起步早,拥有压水堆、石墨堆、快堆、舰船核动力堆等一系列反应堆堆型,制定了较为完善乏燃料贮存设施规范,并在贮存事件方面积累了很多经验,借鉴其乏燃料贮存安全管理规范和有益实践,对我国具有一定的借鉴意义。  相似文献   

6.
<正>【英国《国际核工程》网站2010年8月24日报道】俄罗斯目前在克拉斯诺亚尔斯克(Krasnoyarsk)附近建设的一座乏燃料干法贮存设施将接收俄各种反应堆的乏燃料,例如RBMK、VVER和钚研究堆。这些乏燃  相似文献   

7.
分析了国内外主要核电国家乏燃料离堆贮存的概况,研究了乏燃料湿法贮存和干法贮存的主要特点,对乏燃料湿法贮存和干法贮存从技术特点、安全可靠性、工程经验、建设工期、电厂接驳、运行维护、经济性等方面进行了综合对比,分析两者的优劣。结合我国乏燃料的离堆贮存现状,对未来乏燃料离堆贮存技术路线提出思考和探索。  相似文献   

8.
近年来,我国一些运行核电厂乏燃料池中的乏燃料贮量已接近或达到贮存限量,这些核电厂准备增设乏燃料干法贮存项目。由于我国在该方面的核安全法规体系尚不完备,且可参考的范例较少,亟需对相关的核安全监管方式、方法进行探讨和明确。本文结合我国核安全监管要求和美国相关监管工作经验,综合考虑乏燃料干法贮存项目的可实施性和审评工作的可操作性,针对干法贮存系统在设计、运行和审批过程中必须明确的关键问题开展研究,并提出了一些可供参考的监管建议。  相似文献   

9.
《国外核动力》1996,17(4):61-62
加拿大安大略水公司已采用干法贮存技术贮存皮克灵核电站八套机组的乏燃料。该公司妻现干法贮存能满足安全性和经济性的要求,并且前期投资比湿法贮存少得多。干法贮存还具有非能动,操作人员少和产生极少或不产生废物等优点。  相似文献   

10.
乏燃料干法后处理技术研究进展   总被引:12,自引:11,他引:1  
本文介绍了近年来各国的干法后处理研究计划,对干法后处理技术路线、流程特点和发展现状进行了综述.  相似文献   

11.
对压水堆堆芯系统动力学的非线性模型进行微小摄动下的线性化处理,得到了线性时不变系统模型。对该模型进行了仿真实验验证,表明该模型在小扰动情况下能够很好地近似非线性系统。基于李雅普诺夫第一方法,利用该模型对压水堆堆芯系统进行稳定性分析,得到了令人满意的结果。  相似文献   

12.
通过对压水堆乏燃料干式贮存的准备、运输和贮存三个工艺区域的设备设施、操作过程和环境及其潜在的危险因素的研究, 重点针对作用于干式贮存设施的临界安全、放射性物质的包容、衰变热的移除和辐射防护的影响因素开展分析, 提出了针对性的防控对策;同时总结了秦山第三核电厂重水堆乏燃料干式贮存实施过程安全操作和管理的经验。研究成果可为解决压水堆乏燃料干式贮存设施的规划、设计、建设和运行过程有关安全问题提供思路。  相似文献   

13.
为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。  相似文献   

14.
秦山第三核电有限公司(秦山三厂)建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施(简称QM-400模块),采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。其设计方案过于保守,且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。因此,本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。采用一维流体瞬态程序CATHENA建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝土固体导热模型,并以试验数据为基础对该模型进行修正,完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。同时采用三维流体计算的CFD程序对QM-400模块独立建模,实现对CATHENA程序的独立验算。取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存模块的设计建造,提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。  相似文献   

15.
针对聚变驱动乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环系统与一次通过燃料循环系统,利用系统动力学软件Vensim分别建立了这两种循环系统的动态分析模型,并根据假设的三种核电发展情景,分别计算了这两种燃料循环系统的资源需求、乏燃料累积量、钚累积量及次锕系元素累积量。初步计算结果表明:与一次通过式燃料循环系统相比,FDS-SFB燃料循环系统可减少天然铀需求量与乏燃料累积量,减少的程度与核电发展规模相关。  相似文献   

16.
Sub-channel analysis can improve the accuracy of reactor core thermal design. However, the important initial parameters contain various uncertainties during reactor operation. In this work, the Sub-channel Analysis Code of Supercritical reactor (SACOS) code, which is also applicable for Pressurized Water Reactor (PWR), was used to study the coolant flow characteristic and fuel rod heat transfer characteristic of 1/8 assembly which has the maximum linear power density in 300 MWe PWR core firstly. Then the Wilks' method and Response Surface Method (RSM) were utilized to determine the influence of sub-channel input parameters uncertainties on the highest temperature of reactor core fuel rod and Minimum Departure from Nucleate Boiling Ratio (MDNBR). The results show that in the most conservative conditions, the maximum temperature of the fuel rod and MDNBR were 2167.4 °C and 1.08, respectively. Considering the uncertainties of assembly inlet flow rate, inlet coolant temperature and system pressure, the 95% probability values (with 95% confidence) of fuel rod maximum and MDNBR calculated using response surface methodology were 2144.0 °C and 1.6, while they were 2137 °C and 1.74 calculated by Wilks' approach. Results show that the uncertainty analysis methods can provide larger reactor design criteria margin to improve the economy of reactor. Furthermore, the code was developed to have the capacity to perform the uncertainty study of sub-channel calculation.  相似文献   

17.
徐珍  任冰  刘展  王喆  叶青  郭玮 《核动力工程》2022,43(2):181-188
为解决秦山第三核电有限公司(简称:秦三厂)计划延寿导致乏燃料增加、已有乏燃料干式贮存模块容量不足的问题,在原有的1~6号(QM-400)乏贮模块基础上,研发了密集化乏燃料干式贮存设施(M1型乏贮模块)。与QM-400乏贮模块相比,M1型乏贮模块贮存容量更大,能量密度更高。为论证M1型乏贮模块的热工安全性,采用RELAP5/MOD3程序,根据保守的初始假设条件建立其热工分析模型,对极端气候条件下模块正常运行和事故工况下各区域温度进行了计算,同时采用了三维流体计算流体力学(CFD)程序对RELAP5程序计算结果进行了验证,综合RELAP5程序和CFD程序的计算结果,论证了M1型乏贮模块的热工安全。   相似文献   

18.
介绍了中国先进研究堆(CARR)工艺运输系统的功能、工艺流程及设备分级,并对工艺运输系统的重要设备如装卸料机、双工位抓具、斜孔道和干法贮存室进行了结构描述。工艺运输系统的重要设备装卸料机已通过出厂验收,达到了功能要求,证明设计是合理的。  相似文献   

19.
介绍了某核电站大修卸料前反应堆水池浑浊事件,从反应堆水池浑浊前操作、引起水质浑浊的物质来源、污染过程等方面对浑浊原因进行了分析,介绍了处理措施。  相似文献   

20.
49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。  相似文献   

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