核设施退役废石墨的处理与处置

石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能,早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆,现在要安排退役,退役废石墨的处理和处置,成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大,放射性活度大,它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题,为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

一、序言石墨被广泛地用作核材料,如反应堆中的慢化剂和反射层等,这主要是由于它本身的中子吸收截面很小。因此,为确保好的中子平衡态,核纯级石墨中不应含有某些高中子反     

弗雷泽·纳什将为IMSR石墨慢化剂制造提供支持

正【加拿大特里斯特尔能源公司网站2019年11月26日报道】加拿大特里斯特尔能源公司(Terrestrial Energy)近日与弗雷泽·纳什公司(Frazer-Nash)签署合同,后者将为前者的石墨慢化剂制造提供工程服务。石墨慢化剂将供特里斯特尔正在研发的一体化熔盐堆(IMSR)使用。     

核设施退役废石墨的处理与处置

石墨具有成为核反应堆慢化剂和反射层的综合性能，国际原子能机构的成员国拥有大量早期发展的石墨慢化反应堆。其退役后废石墨的处理和处置，成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大，放射性活度大，它的处理与处置有若干疑难问题亟待解决。这些问题的解决事关环境保护。我国有类似的疑难问题，为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

“魏格纳能量”积累对反应堆设计的影响

当动力反应堆活性区内受到中子和γ射线的强烈裹击时,所有慢化剂都经受放射性破损。在用普通水和重水作慢化剂的情况下,这些变化表现在辐射分解,用石墨作慢化剂,则引起晶体结构的扰乱,这种现象称为“费克诺”效应。     

法电和威立雅合作推进石墨堆退役

正【世界核新闻网站2019年12月10日报道】法国电力公司(EDF)和威立雅(Veolia)已成立一家负责石墨堆退役的合资企业Graphitech,目标市场是法国、意大利、日本、立陶宛、西班牙和英国。许多第一代反应堆都使用石墨块作为慢化剂。在反应堆运行期间,石墨块中会积累一些放射性核素,尤其是碳-14。因此,在从反应堆卸出后,这种石墨块通常被划分为中放废物。     

高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展

核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料,其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要,因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状,总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型,提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。     

高温气冷堆用石墨材料的氧化性能研究

高温气冷堆均选用石墨材料作为结构材料和慢化剂.在反应堆的运行过程中,由于冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故,会发生石墨材料的氧化,进而影响反应堆的正常运行和安全.本文主要对近期反应堆用石墨材料的氧化研究进行综合评述,并在此基础上,指出今后需要进一步研究的内容.     

重水堆慢化剂热传输系统优化设计及经济性评估

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低品位热量可使1号低压加热器入口的凝结水温度提升近32℃,减少的低压缸抽气继续用于级中做功,产生的额外电能约为30.92 MW。对该系统优化设计的经济性评估,核电厂每年可新增收益2.11亿元,而核电厂需承担循环冷却水泵更换、管道安装等一次性改造成本约200万元。     

日高温工程试验反应堆获准重启

正【世界核新闻网站2020年6月3日报道】2020年6月3日,日本原子能研究开发机构(JAEA)获得原子力规制委员会(NRA)发放的许可,可以对高温工程试验堆(HTTR)进行安全升级,以便能满足在2011年福岛核事故后发布的新安全要求。这是规制委首次为气冷堆发放重启许可。HTTR位于茨城县大洗町,是一座原型气冷堆,以石墨为慢化剂,氦气为冷却剂,热功率30兆瓦,1998年11月实现首次临界。     

放射性废石墨的焚烧处理

石墨用作燃料套管、慢化剂和反射层的反应堆退役后产生大量的放射性废石墨,面临处理。焚烧作为研究较为深入的处理技术之一,可实现其大幅度减容,且产物具有较高的安全性和稳定性。本文介绍了目前典型的焚烧技术有固定床焚烧法、流化床焚烧法、激光焚烧法等,其中流化床焚烧技术在燃烧效率和技术成熟度上具有优势。     

慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。     

仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

石墨具有较小的中子吸收截面,被用来做为反应堆的慢化剂和反射层,对做为核材料石墨的纯度要求是很高的,它要求不含有中子吸收截面较高的杂质及经照射后能产生γ强放射性的杂质,如:稀土元素、硼、镉、钴、钪等等。用堆中子活化分析方法测定核纯级石墨中杂质含量可以不破坏样品,有较高的分析灵敏度。作者用仪器中子活化法分析了原子能研     

法电能源在亨特斯顿B3号机组石墨砖上发现裂纹

<正>【世界核新闻网站2015年11月19日报道】法电能源公司(EDF Energy)2015年11月19日宣布,工程人员在对亨特斯顿B核电厂3号机组石墨堆芯进行例行检查时,在3块石墨砖上发现裂纹。2014年10月,法电能源曾在该电厂4号机组堆芯的2块石墨砖上发现类似裂纹。该公司表示,这些裂纹不会影响机组的运行安全。亨特斯顿B核电厂拥有两台装机容量分别为475 MWe和485 MWe的在运先进气     

基于ASME规范的核石墨改进概率评价方法研究

核石墨作为慢化剂、反射层以及结构材料广泛应用于熔盐堆与气冷堆中,石墨构件的完整性对反应堆安全运行至关重要。脆性核石墨材料强度分散,相比于确定论方法概率论方法更适合对核石墨构件失效评定。本文基于ASME计算失效概率模型,改进了失效概率计算的分组标准,并运用有限元软件ABAQUS建立了NBG-18核石墨巴西圆盘劈裂模型加以验证。结果表明:与过于保守的ASME模型相比,改进的模型结果更接近于试验数据,同时比KTA3232规范更保守。改进后的模型对试件尺寸比较敏感,对网格敏感度不高。     

ASME规范概率评价方法对细颗粒石墨的适用性研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性,被广泛应用于第四代高温气冷堆中作为慢化剂、反射层和堆芯结构,故保证其结构完整性对反应堆的安全运行非常重要。由于石墨材料强度分散,概率论方法评价其失效较常用的确定论评价方法更为合适。目前,美国ASME规范采用的概率方法主要针对NBG-18这种大颗粒石墨,对我国高温气冷堆核电站工程项目采用的细颗粒石墨IG-110的适用性未知。同时,我国成都碳素生产的高温堆备选石墨NG-CT-01颗粒大小与IG-110相似,也为细颗粒石墨。因此,文章研究ASME规范概率方法对细颗粒石墨的适用性,并通过实验数据加以验证。结果表明,对于细颗粒石墨,ASME规范过于保守,低估了材料的强度性能。     

有机慢化剂之目前应用概况

有机液体作为反应堆之慢化剂及载热剂的研究已有六、七年的历史,由于有机化合物具有独特之性能,有机慢化反应堆已成为热中子堆中一个极有发展前途之堆型。近数年来实验性有机慢化反应堆运转以来所得的经验证明,有机芳香族化合物能符合作为反应堆慢化剂及载热剂的要求,并在若干方面优于一般常用慢化剂。目前影响有机堆发展的原因在于有机慢化剂之制备成本仍嫌过高,联苯类慢化剂在高温及堆内强辐射的作用下有一定程度的破坏,在反应堆运转过程中尚须不断补充新液,并需在反     

SPRR-300反应堆中子照相装置准直系统的研制

准直器是中子照相装置的关键组件之一．利用石墨为慢化剂．铋为γ过滤器。采用光阑直径、准直器长度、石墨塞长度可调以实现准直比和镉比的大幅度调节．钢结构水箱快门完成了SPRR—300准直系统设计。实验结果显示设计是合理的．成像质量达ASTM-86达二级以上．能满足不同成像技术和不同样品的中子照相需求。     

混合慢化剂压水堆的核设计

混合（型）慢化剂压水堆（ＭＰＷＲ）与压水堆（ＰＷＥＲ）一样基本上使用相同的硬件，只是对慢化剂加以了改变。通过把慢剂从轻水改变为重水或这两种水的混合物，根据铀资源的储量，钚供给和供平衡可实现更好的资源（Ｕ，Ｐｕ）利用。在本研究中，这一种４年的超长循环的ＭＰＷＲ堆芯的可行性进行了分析，以实现电站高利用率。     

英国布拉德威尔核电厂2号机组安全运行30年后将继续运行

【欧洲核学会《核新闻网》1992年8月10日报道】英国核设施视察团(NII)宣布,布拉德威尔核电厂2号机组商业运行30年后将再继续运行6年。这在世界上还是第一次。该机组的反应堆是一座气冷石墨慢化镁诺克斯型堆,于1962年投入运行,1992年获得NII颁发的安全运行证书。英国两年审查一次核电机组运行执照有效性。据该核电厂