后处理设施的红油爆炸故障树分析

目前世界上几乎所有的乏燃料后处理设施均选用Purex流程。红油爆炸事故是Purex流程后处理设施安全研究的焦点问题之一。本文对典型后处理设施共去污分离循环工段的中放废液蒸发器的红油爆炸事故进行了事件树 故障树分析。结果显示,红油爆炸事故的发生频率极低;人因失误和共因失效对整个红油爆炸事故的贡献很大。应采取相应措施,以预防事故的发生。     

乏燃料后处理厂事故安全分析方法的探讨

参考了NRC、DOE、IAEA等相关文件,结合我国乏燃料后处理厂安全分析的经验和实际技术水平,建议我国乏燃料后处理厂在事故安全分析中可采用确定论和概率安全分析相结合的风险评价方法,并提出了相应的工作流程。     

乏燃料后处理厂草酸钚沉淀器临界安全分析研究

本文对乏燃料后处理厂中钚尾端工艺环节的关键设备草酸钚沉淀器进行了临界控制方法和参数的详细分析。针对连续沉淀器的工艺和结构特点,对易裂变物质的状态进行了一系列分析,比较了均匀溶液和悬浮颗粒溶液反应性的差别。对单个沉淀器和多个沉淀器并行工作的情况分别进行了临界安全分析,并分别研究了不含中子毒物、布置中子毒物层以及布置中子毒物棒等情况下能达到的最大处理能力。选取了临界安全基准实验国际评价中的相似实验方案进行了验证计算,分析了所用程序计算此类问题的不确定度。本文开展的临界安全分析研究总结了连续沉淀器临界安全控制的规律性结论,可为后续连续沉淀器的工艺设计及今后的工程应用提供参考。     

乏燃料后处理厂废气处理系统化学安全问题分析

乏燃料后处理过程产生的放射性废气中含有多种属性差异较大的放射性核素,其处理方法各有特点。本文介绍了乏燃料后处理厂放射性废气中~(85)Kr、~3H、~(129)I、~(14)C的国外先进处理方法,重点论述了碘和氪的处理方法,分析了需要关注的化学安全问题,并讨论了相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废气处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。     

乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析

乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

核燃料后处理厂概率安全分析方法初探

本文参考IAEA相关导则和部分国外类似工厂PSA实践,结合目前已有的核动力厂PSA经验,介绍核燃料后处理厂概率安全分析的一般分析方法,并从方法上比较核动力厂与后处理厂概率安全分析的差异。     

后处理厂乏燃料储运吊篮设计与分析

在后处理厂乏燃料贮存水池,采用吊篮储存和转运乏燃料组件可以提升转运能力,同时具有较好的安全性和经济性。本文针对国内商业核电站服役使用的典型乏燃料组件结构参数,设计了可一次性装载8盒乏燃料组件的储运吊篮,利用SuperMC软件对满载乏燃料组件的储运吊篮进行了临界安全分析,再利用ANSYS有限元软件对其进行抗震分析。临界安全分析结果表明:即使满载乏燃料组件的吊篮在无限大乏燃料贮存水池内紧密排列,贮存水池keff最高仅0.906;抗震分析结果表明:在0.3 g设计地震震动加速度下,吊篮最大结构应力为7.92 MPa,最大形变量为0.32 mm,不影响其功能。因此储运吊篮设计合理,可满足后处理厂乏燃料水池储运吊篮的基本安全要求。     

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。     

乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗信任制技术的应用能大幅提高系统的经济性,影响均可达到30%。     

AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析

基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合AP1000核电厂堆芯反应性控制特性,分析了轴向燃耗分布对系统反应性的影响。结果表明,高燃耗下采用机械补偿(MSHIM)轴向燃耗分布计算得到的系统反应性更保守,同时临界安全分析中需考虑吸收体在组件燃耗过程中对反应性的影响,且不应信任可溶硼。     

Analysis of Nitrous Acid in Spent Fuel Reprocessing Process

在秦山第三核电有限公司的辐射防护工作中，使用30mL一次性塑料针筒作为现场室内气态氚水浓度监测取样工具，它简单、方便、易使用，适合移动取样分析厂房内各种水蒸气成分中的氚含量，以监测氚对工作人员产生的个人剂量。     

Safety Concerning Transportation of Spent Fuel

The Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) has been conducting, under contract with the Science and Technology Agency of Japan, the spent fuel transport cask reliability demonstration test since 1977 to verify the safety and reliability of spent fuel transport casks. The first phase of this test was completed in 1987.

In this demonstration test, both 50 t and 100 t class of casks, designed and manufactured by current techniques, were subjected to tests to verify the integrity and adequacy of the design and manufacturing techniques through observation of behavior of the cask under test conditions. The casks were subjected to tests under normal conditions and under the accident conditions specified in the Japanese regulations and the IAEA regulations, and also to pressure tests, which were performed from the viewpoint of safety in shipping, although by sea, this is not specified in the Japanese regulations.

From the test results, it was confirmed that the 1001 class cask maintained its integrity and characteristics in conformity with regulations even after accident condition tests. It is clear that the design concept and manufacturing procedure employed for this cask is adequate.     

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。     

国外核燃料后处理厂临界事故统计和分析

对国外核燃料后处理厂的临界事故进行了统计和分析。通过调研,明确了临界事故的实际发生频率、起因和危害,并分析了临界事故的预防、监测和缓解措施的投入及使用情况,以便为核燃料后处理厂相关的工程设计、设施运行、安全分析以及安全审评工作提供参考和依据。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。