压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

乏燃料运输的故障树分析

本文采用故障树分析方法,确定出乏燃料公路运输的事故释放序列,并以秦山核电厂乏燃料公路运输为例,估算了各个事故释放序列的概率及后果.并说明了对运输风险贡献较大的事故类型以及需要采取的减少风险的措施.     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

美国国家科学院发布有关乏燃料和高放废物运输安全的报告

【美国国家科学院网站2006年2月9日报道】美国国家科学院(NAS)国家研究委员会在一份有关高放废物运输的最新评估报告——《走向远方?乏燃料和高放废物在美国的安全运输》中指出,在美国进行乏燃料和高放废物的安全运输不存在根本性的技术障碍。由于所需信息属于机密或被限制传播,因此这次评估没有将核废物运输过程中的保安风险包括在内。为此,委员会认为,还应对在此类运输中防范恶意行为的保安问题单独进行一次独立评估。报告指出,与乏燃料和高放废物运输相关的放射性风险目前已被全面了解,这种风险通常较低,在过去40多年中进行的全球乏燃…     

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

高燃耗对乏燃料贮存和运输的影响研究

本文对高燃耗对乏燃料包壳结构完整性的影响进行了分析。探讨了影响包壳结构完整性的重要温度限值,即燃料包壳温度限值、包壳溶解温度以及韧脆转变温度(DBTT)。给出了分析包壳结构完整性的方法,对拟在干式贮存设施内贮存超过20年的容器性能及贮存后运输时乏燃料组件的结构完整性进行了分析,并给出了相关建议。     

乏燃料干式贮存设施辐射屏蔽计算

以干式贮存设施内部装载32组不同初始富集度、不同燃耗的乏燃料组件为研究对象,用MCNP程序,计算了不同冷却时间、不同位置处的中子剂量、γ剂量和总剂量,结果表明,随着冷却时间的延长,γ剂量率、中子剂量率和总的剂量率均在逐步减小。总的辐射剂量最大值出现在贮存设施表面活性段的中部,最大辐射剂量率约为2.47mSv/h,相当于核电厂辐射分区的高辐射区,应限制进入。为满足保护工作人员和公众所受剂量尽量低的要求,建议采取相关的措施例如增加屏蔽层厚度或者划定控制区域等,限制人员的进入。     

高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

随着中国压水堆核电站核燃料燃耗不断增加,高燃耗乏燃料运输容器在燃料后端物流中必不可少。本文介绍了高燃耗乏燃料运输容器的结构设计要求、结构特点、功能和性能参数;详细阐述了乏燃料运输容器满足各种工况下的结构强度要求。通过数值分析和相应试验,论证高燃耗乏燃料运输容器结构设计的合理性及结构安全分析方法的正确性,验证该设计能够满足放射性物质运输标准要求。     

用INTERTRAN程序评价我国1988年铀矿石及其浓缩物运输对工作人员和居民的辐射影响

本文主要介绍在用国际原子能机构(IAEA)向其成员国提供的 INTERTRAN 程序,对我国1988年铀矿石及浓缩物(重铀酸铵、三碳酸铀酰铵和八氧化三铀)的运输引起的辐射影响进行的评价中参数的确定及其评价结果。分别获取、分析和确定了总长度为14826km 的15条线路(包括铁路和公路)在正常及事故情况下所需的各种输入参数的数值(部分数据采用了该程序给出的缺省数据).在 MICRO VAX-Ⅱ计算机上运行 INTERTRAN 程序。所得的结果表明:在正常运输情况下,关键群体组为装卸工。装卸铀矿石、重铀酸铵、三碳酸铀酰铵、八氧化三铀的人均年剂量当量分别为0.15、0.007、0.04和0.17rem。用热释光剂量计实际测量了某矿的12名铀矿石装卸工的个人剂量,其人均年剂量当量为0.12rem。INTERTRAN 程序计算结果与实测结果较为一致。在事故情况下,早期效应(早期死亡、早期发病)皆为零。潜伏癌症死亡和遗传效应危害的年期望值分别为4.2×10~(-6)和8.0×10~(-9)。     

乏燃料储存与运输两用容器安全性能研究进展

乏燃料运输和储存两用容器具备乏燃料运输和储存两种功能,是乏燃料实现最终贮存和处置前的一种储运方式。本文介绍国际乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证实践经验,研究适合我国乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证要求,为我国乏燃料储存与运输安全提供参考。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

放射性物质运输辐射影响评价系统的发展

目前,放射性同位素和辐射技术在工业、农业、医学、科研、教育等各部门的应用日益广泛,同时核电事业发展了三十余年也已有了相当的规模。预计到2000年,全世界的核电发电量约占总发电量的25％,世界范围内的放射性物质的运输量将逐年增加。国际原子能机构(IAEA)据其成员国的装运数据推算在八十年代初,世界范围内放射性     

意大利在包装、搬运、运输和贮存乏燃料方面的经验

【《欧洲核能》1989年5—6月号第29页报道】意大利国家电力公司(ENEL)1978年为进行一次总检查而关闭了加里利亚诺核电站(沸水堆,功率为150MW)。随后,由于经济原因,ENEL 公司于1982年决定永久关闭加里利亚诺堆,并按照有     

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。     

气隙和接触热阻对乏燃料干法转运容器热工安全影响研究

结构壳体与铅层之间的间隙是转运容器向外排出衰变热的重要路径之一,2者之间的传热受到接触热阻的影响。在对转运容器热工安全评估的基础上,针对灌铅工艺中产生的铅层和结构壳体之间的接触热阻设定不同厚度的空气间隙,采用FLUENT软件进行了水平转运期间的瞬态数值模拟。结果表明,铅层和结构壳体之间的空气间隙层所产生的接触热阻致使2者之间产生显著的温差,温差随空气层厚度增加而变大,温差过大易导致铅层过热从而失去屏蔽安全功能;在转运容器的设计和制造中,灌铅工艺的优化应以缩小铅层和结构壳体间的间隙为目标,增强2层结构间的贴合度,以提高转运容器的热工安全性能。      

燃耗信任制中可燃毒物对乏燃料反应性的影响分析

以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信任制的乏燃料贮存系统临界安全分析保守参数的选取提供参考。分析表明,在组件燃耗过程中含有BPRs时,忽略含钆毒物可使临界分析结果保守,而必须考虑涂硼燃料元件(IFBA)、湿式环状可燃毒物棒(WABA)、硼玻璃可燃毒物棒(PYREX)等对乏燃料反应性的影响。