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。     

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。     

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。     

中国先进研究堆热水层热工分析

中国先进研究堆(CARR)热水层(HWL)是反应堆水池上部形成的一层温度稍高的热水,它可以阻止水池下部含有较高放射性物质的水通过对流到达池水表面,从而降低反应堆大厅内的放射性剂量水平。本文采用经验公式计算了建立热水层所需的加热功率,并采用计算流体力学软件CFX分析了堆水池内流场和温度场。结果表明,CARR热水层的加热功率为120kw;在水池表面形成了热水层,但热水层的厚度不均,平均厚度约1．8m,最薄处约0．5m。     

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。     

CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。     

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。     

用计算机分析辐射屏蔽效果

日本科学技术厅的乏燃料运输容器调查研讨委员会1998年10月22日决定与日本核燃料公司运输部门共同用计算机分析评价运输容器的辐射屏蔽效果。为了判明订正运输容器材料数据的技术问题,以改变中子屏蔽材料的密度和硼与氢的浓度来确认容器的性能。其研究对象是4种沸水堆的乏燃料运输容器和2种压水堆的乏燃料运输容器,用计算机分析容器的表面剂量状况和离容器1m处的剂量率。摘自中国原子能科学研究院《科技信息》用计算机分析辐射屏蔽效果     

核电站乏燃料水池遭受恐怖袭击后果评价

以典型的百万千瓦级压水堆核电站为例,介绍了乏燃料水池及乏燃料组件的特征,分析了乏燃料水池遭受恐怖袭击的情景和释放源项,并在此基础上使用后果评价程序MACCS进行了计算。结果表明在所有乏燃料组件均燃烧、仅最后卸出的一炉组件燃烧和最后卸出的三炉组件间隙释放的三种情景下,有急性死亡危险的区域半径分别约为6km、3km和0km,有效剂量超过50mSv的区域半径分别约为80km、34km和9km,隐蔽的可防止剂量超过10mSv的区域半径分别约为100km、48km和11km。     

乏燃料桶外部剂量的MCNP分析

乏燃料运输容器是运输反应堆乏燃料的专用设备.文章使用MCNP4C软件计算西屋MC-10乏燃料桶的外部剂量率,方法是基于网格的定义,得到桶周围外部整体剂量率,并与前研究工作者Georgeta Radulescu的计算结果相比,结果一致性符合较好,使用网格造成机时耗费较大,也存在一定误差,但能够比较全面,详尽地得到关于乏燃料桶外部剂量的一些数据,可以对工作人员确定乏燃料桶外部剂量有一定的参考意义.     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

用MELCOR程序分析600 MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故

利用MELCOR程序建立了600 MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。     

压水堆乏燃料单棒冷却液膜流动特性实验研究

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究了在不同雷诺数(Re)条件下,对单根乏燃料棒进行喷淋冷却所形成的液膜厚度随时间和空间的变化。利用CCD相机采集液膜图像,并经过处理得到了清晰的液膜厚度图像和与图像吻合良好的数据。实验结果表明：当Re为608～7 538时,瞬态液膜厚度最大值出现在Re=7 085的条件下,其值为2.36 mm;随着Re的增加,时均液膜厚度会随之增加,并且液膜波动的振幅也会随之增加;在沿棒方向上,随着距棒顶距离的增加,液膜厚度会逐渐减小并趋于平稳,并且随着Re的增加,平稳部分会出现在距棒顶更远的位置。对乏燃料单棒冷却液膜流动特性的研究,为确定具有有效冷却能力的最小喷淋流量奠定了基础。     

Prediction of temperature and water level in a spent fuel pit during loss of all AC power supplies

A prediction method for water temperature in a spent fuel pit of a pressurized water reactor (PWR) has been developed to calculate the increase in water temperature during the shutdown of cooling systems. In this study, the prediction method was extended to calculate the water level in a spent fuel pit during loss of all AC power supplies, and predicted results were compared with measured values of spent fuel pools in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The calculations gave reasonable results, but overestimated the decreasing rate of the water level and the water temperature. This indicated that decay heat was overestimated and evaporation heat transfer from the water surface was underestimated. Results of calculations with 80% decay heat and 155% (Unit 4 pool) or 230% (Unit 2 pool) evaporation heat flux were in good agreement with measured values. The data-fitted evaporation heat fluxes agreed rather well with the evaporation heat transfer correlation proposed by Fujii et al.     

某压水堆核燃料元件生产线辐射水平及对作业人员的健康影响

根据相关的放射卫生国家标准与方法,为保护放射工作人员和公众的健康,对某压水堆核燃料元件生产线工作场所进行了职业危害因素识别,对场所的γ剂量率、主工艺生产岗位α、β表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度进行了监测,对工作人员受照剂量及职业健康体检进行了调查。结果表明,该压水堆核燃料元件生产线属职业病因素危害严重的建设项目,在正常运行时,作业场所的放射性水平符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求,在正常运行条件下该生产线不会对工作人员的身体造成辐射危害。     

秦山第三核电厂乏燃料干式贮存设施竣工环保验收监测与评价

介绍了秦山第三核电厂乏燃料干式贮存设施项目的组成及设计。参照相关法规、规范,提出了该项目竣工环保验收监测方案,给出了竣工验收监测结果,并对监测结果进行了分析评价。在分析评价的基础上,对项目是否满足竣工验收条件给出了明确结论,对存在的问题提出了改正建议。     

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。     

Re-evaluation of Assay Data of Spent Nuclear Fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems

The isotopic composition of spent nuclear fuels is vital data for studies on the nuclear fuel cycle and reactor physics. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been active in obtaining such data for pressurized water reactor (PWR) and boiling water reactor (BWR) fuels, and some data has already been published. These data have been registered with the international Spent Fuel Isotopic Composition Database (SFCOMPO) and widely used as international benchmarks for burnup calculation codes and libraries.     

国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示

随着我国核电的发展,单一的公路运输体系无法满足分布在我国沿海各处的核电厂乏燃料外运需求,包括海运在内的多模式联运体系是未来乏燃料外运的发展方向。本文对国外典型的乏燃料转运码头技术条件进行了调研,并对我国乏燃料海运存在的问题进行了分析。结果表明,国外典型乏燃料货包转运码头均配备了符合要求的固定式起重设备,船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理,并对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制。针对我国尚无乏燃料海运经验,更没有转运码头的相关技术规范的现状,本文提出可借鉴国外如法国、英国、日本乏燃料海运的经验,并对我国乏燃料海运存在的问题提出了建议。