原研发现用重离子照射细胞质会产生增殖障碍现象

【日本《原子能视野》2002年12月刊报道】 核燃料循环开发机构(JNC)东海事业所开发出了能区别测定天然放射性物质和核燃料物质的“新一代辐射监测系统”。对核电厂、后处理厂、核燃料制造厂内的辐射进行管理及准确监测周边环境的辐射情况,对核能的开发与利用是必不可缺的。尤其当a射线活度在4 Bq以下时,如果天然放射性物质氡气和钍射气的浓度较高,就很难准确测定出是天然放射性物质还是核燃料物质。东海事业所与新潟大学合作,开发出了时间间隔解析法,可在约60分钟内得出分析结果。这就意味着一种可使地区内居民放心的监测系统诞生了。该技…     

高能X射线CT技术在辐照后核燃料组件检测中的发展及应用

定期检测辐照后核燃料组件对保障反应堆安全运行和开展高燃耗下核燃料组件的性能研究具有重要意义。为了能在不拆卸、不破坏燃料组件的情况下更好地观察燃料组件及其内部燃料棒的缺陷及结构变化等信息,高能X射线计算机断层扫描(X射线CT)技术作为一种有效手段可用于辐照后核燃料组件的检测。日本多年来一直致力于该技术的研究工作,成为世界上唯一一个研制出用于辐照后燃料组件检测的高能、高分辨率X射线CT检测装置且应用于快中子反应堆现场检测的国家。为此,本文梳理日本近几十年来相关研究成果,介绍日本原子能研究开发机构(JAEA)研发的燃料组件高能X射线CT装置结构、工作原理、研究现状及部分应用实例,以期对我国核燃料组件无损检测技术的发展提供参考、借鉴。     

核电站的放射性物质会泄漏吗?

为了保证核电站的安全,核电站在放射性物质和环境之间设了三道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变所产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中不会释放出来。燃料芯块密封在锆合金包壳内,防止燃料裂变产物和放射性物质进入一回路水中。第二道屏障为压力容器和一回路压力边界。由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢制压力容器内,压力容器和整个一回路都是由耐高温、高压的材料制成,放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中。第三道屏障为安全壳。反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物,壁厚近1米,内表面加有6毫米厚的钢衬里,防止放射性进入环境。     

韩国核燃料规划

在韩国，有10座压水堆和2座坎杜堆在运行。另有6座压水堆和2座坎杜堆在建造，到2010年以前计划建造8台上的核电机组，朝鲜也将建造2座压水堆。韩国10座运营的压水堆由8座西屋型反应堆和2座ABB-CE型反应堆组成，韩国核燃料公司（KNFC）正为所有在韩国运行的压水堆和坎杜堆设计并制造核燃料，自1985年以来，KNFC已设计制造出七种不同类型的压水堆燃料，KNFC有年产200吨的生产设施，为了满足核燃料日益增长的需求，KNFC最近建造了一个年生产能力350吨的新压力堆核燃料生产设施和一个年生产能力700吨的新坎杜堆核燃料生产设施。韩国政府于1992年开始了一项“长期核研究与发展规划”，这项核研究与发展规划正通过工业协会、研究所和大学的共同努力被制定出来，在核燃料领域的主要研究与发展项目中包括：称为DUPIC的新燃料循环（在坎杜反应堆中直接利用水压堆乏燃料），韩国下一代压水堆燃料、改进型坎杜燃料以及HANARO（高能量先进中子应用反应堆）的改进型研究堆燃料。     

英核工程师协会召开ALARA讨论会——核工业辐射防护的定量最优化技术

涉及辐射的许多专业工作者都关心辐射防护定量最优化过程。这种最优化过程影响着核设施的设计、建造和运行,特别对辐射防护负有指导和管理职责的那些人尤为重要。这一优化过程的范围包括燃料生产,直至反应堆运行、废物处置、燃件后处理和设施的最终退役,并对研究核动力设施放出的辐射和放射性物质对公众造成辐照后果的所有人员至关重要。     

核燃料组件无损检测探测系统设计

燃料组件是反应堆的核心部分,在高温、高压及强中子辐射场等复杂环境条件下,燃料棒中芯块会出现肿胀、变形甚至包壳破裂,严重威胁反应堆的安全运行。为了更好地了解燃料组件在反应堆内的变化,研究高燃耗的燃料组件中燃料棒的中心空洞形成和燃料棒的变形情况,高能X射线无损检测是一种有效的技术手段。由于辐照后核燃料组件自身具有强放射性,探测系统设计中必须考虑减弱燃料组件自身辐射对探测采集的影响,因此组件探测系统中探测器阵列及准直器的优化设计十分必要。经过建模及相关模拟计算,得到了探测器单元最佳尺寸,优化了后准直器的结构设计,为提高燃料组件无损检测系统重建图像的质量提供帮助。     

日本核燃料循环开发机构在贫铀利用方面与美国能源部进行合作

日本核燃料循环开发机构在贫铀的利用与管理和使用反应堆处置钚等 5个研究课题方面与美国能源部(ＤＯＥ)进行技术合作并达成一致意见。年内 (2 0 0 0年 )制定具体的研究计划。日本核燃料循环开发机构已经在核物质利用和机器开发等方面与美国能源部缔结了技术协定。这次以该协定的修订为契机 ,新追加了 5个研究课题 ,使该协定的合作研究课题达到了 18个。 5个新的合作研究课题是 :1)贫铀的利用与管理 ;2 )使用反应堆处置钚 ;3)运行操作的改进、辐射被照的减少与去污、对核设施退役措施远距离操作技术的应用 ;4 )具有防止核扩散能力的反应堆与…     

核燃料组件高能X射线无损探测技术研究

正燃料组件是反应堆堆芯的关键部件,其性能质量直接关系到反应堆的安全性、经济性和先进性,核燃料组件在反应堆运行期间会在裂变产物、高温、中子辐照等因素的综合作用下发生开裂、肿胀,严重的情况下会出现破碎,这些将对反应堆的安全运行造成威胁,因此对核燃料组件的定期检测尤为重要。辐照后核燃料组件存在很强的放射性,对其进行检测存在一定的技术难度,通过国外的经验及相关研究,利用高能X射线直线加速器射线源进行核燃料组件的无损探测是一种有效的检测手段。中国原子能科学研究院"十二五"期间在核能     

核燃料循环设施火灾风险分析方法的探讨

火灾是影响核燃料循环设施安全运行的主要危险因素,可使放射性物质的包容屏障失效,导致放射性物质泄漏扩散,对人员、公众和环境造成危害。本文主要参考了美国核管理委员会及国际原子能机构发布的相关文件,对目前广泛采用的核燃料循环设施火灾风险分析方法及思路进行梳理,并对其应用前景进行分析;结合核燃料循环设施火灾风险特点,针对不同的核燃料循环设施,为高效地开展火灾风险分析提出建议措施。     

日本动·燃事业团1999年MA燃料投产

【《日本原子》 1 997年 1 2月号第 1 2页报道】　日本动·燃事业团 (PNC)宣布说 ,该公司将于 1 999年开始制造微量锕系元素(MA)燃料。日本曾希望用先进的核燃料再循环以减轻地质处置的压力 ,即通过从乏燃料中分离诸如镎、镅和锔 (称为 MA)长寿命核素用作 MA燃料燃烧。作为再循环研究与发展的一个课题 ,日本打算将 α- γ设施 (AGF)用于含 MA(主要是镅 )的 MOX燃料的制造和试验设备。目前正在对 AGF进行改造 ,使 MA燃料能在上阳实验快堆中进行辐照。1 996年已完成了箱式热室的去污和仪器拆卸。1 997年 5月安装了 MA燃料制造设施 ,…     

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

核设施中辐射对电子仪器的影响

【国际原子能机构《报刊文摘》 1998年第 6 1期报道】　众所周知 ,电离辐射对于人体和其他生物具有损伤作用。但人们很少评价辐射对电子元器件及电子设备所产生的同样影响。这种现象限制了电子仪器在辐射环境中的使用。核设施使用安装在高辐射区域的电子控制仪、电子仪表及电子机械设备 ,而这些设施遍布于从燃料制造到后处理厂和废物贮存库的整个核燃料循环中。辐射强度最大的辐射环境 (除了运行中的反应堆内部之外 )是后处理厂的前端处理车间。在后处理厂 ,乏燃料卸出运输容器 ,经过切割、剪切 ,为湿化学溶解及分离过程做好准备。在这些区…     

西德反应堆安全委员会成立25周年

【西德《燃料·热·动力》1983年第7/8期第314页】到1983年5月,西德反应堆安全委员会已成立25周年。该委员会是联邦内政部长的咨询机构,其任务是在原子能设施的安全问题上为内政部长出主意。反应堆安全委员会评价核电站和核燃料     

VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。     

美国碳化硅基体核燃料制备取得新进展

正【本刊2016年1月综合报道】燃料元件是反应堆的核心部件,其性能指标直接影响反应堆的安全性和经济性。尽管已经有许多类型的核燃料,例如金属铀燃料、混合氧化物(MOX)燃料、氮化铀燃料等,但全球大部分在运商业核电机组都使用二氧化铀(UO_2)燃料,这主要是UO_2燃料具有以下特     

美使用“迷你燃料”加速材料性能研究

正【世界核新闻网站2019年6月5日报道】2019年6月3日,美国橡树岭国家实验室(ORNL)宣布,已在高通量同位素反应堆(HFIR)中使用"迷你燃料"样品,加快核燃料材料性能研究。这种"迷你燃料"是一种针头大小的辐照样品,仅为常规核燃料芯块的千分之一。燃料材料和反应堆设备材料在确保安全和性能方面发挥着着非常重要的作用,必须了解     

为电力公司竞争服务的核燃料循环

【法国《核综论》2000年第1期报道】核燃料是一种具有高附加值的高科技产品,它的生产需要一系列的工业转化过程。这种燃料根据电力公司选择的运营方式在反应堆堆芯释放能量。使用过的燃料应得到处置。乏燃料后处理可使其中的裂变物质得到循环利用并对最后的废物进行整备,以便在安全和确定的工业方式下进行最终贮存。正是这一套工序构成了核燃料的循环。通常把循环分为前端(在装入反应堆前,从天然铀到燃料组件)和后端(反应堆辐照后)。然而逐渐实施的再循环使这种划分变得模糊了。当然,人们感兴趣的是循环的总费用。1.循环费用在千瓦小时发电…     

关西电力公司将对高浜核电站4号机组实施定期检修

【日本关西电力公司新闻网2001年12月27日报道】日本关西电力公司将于2002年1月4日起、历时约3个月,对高浜核电站4号机组(压水堆,额定功率870 MW)实施第13次定期检修。 将实施定期检修的主要设备如下: 反应堆本体、反应堆冷却系统设备、测量控制系统设备、燃料设备、辐射管理设备、废设备、反应堆安全壳、应急备用发电设备、汽轮机。 定期检修的要点如下: 1. 此次定期检修将实施的内容 一回路冷却剂泵在役检修(见图1) 该检修作业将验证3台一回路冷却剂泵中的B——泵的主法兰螺栓以及紧固部位的耐压性,并分解检修叶轮等内部部件。 (2)取出…     

熔盐实验堆堆芯物理参数研究

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。