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相似文献
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1.
信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。  相似文献   

2.
以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。  相似文献   

3.
本文述评了燃耗信任在PWR乏燃料贮存水池核临界安全设计中的应用和发展现状,主要包括燃耗信任对临界应用的原理、规范和标准现状、国外发展动态,燃耗信任水平,信任同位素组选择,辐照历史、运行条件和冷却时间的考虑,轴向燃耗分布的末端效应,装载曲线和燃耗验证等.  相似文献   

4.
洪哲  赵善桂  张敏  张亮  刘卓 《核技术》2016,(7):77-82
以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象,用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)4C程序,通过改变贮存设施内外的水密度,采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明,在正常工况下,keff远低于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当水密度大于0.8 g·cm-3时,存在临界安全问题。然后选取适当的核素,通过使用ORIGEN-ARP程序,得到不同燃耗下核素的组成,在同一模型下考虑燃耗信任制,对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上,给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。  相似文献   

5.
高密度乏燃料贮存格架临界安全设计   总被引:1,自引:0,他引:1  
基于第三代先进非能动压水堆核电厂的设计特点、运行方式及其复杂的燃料组件设计,考虑各种能谱硬化因素,研究组件燃耗计算的运行条件组合,获得指定燃耗深度下的核素密度。建立乏燃料贮存格架的临界计算模型,并对临界安全分析中的关键因素(如末端效应、可信事故工况等)进行详细研究,最终初步设计出满足我国最新(临界)标准和要求的、可应用于实际工程的高密度乏燃料贮存格架。  相似文献   

6.
叙述了燃耗信用应用中影响临界安全的因素,实现临界控制的条件,预言临界安全的计算方法,容器的设计和容器装载曲线的建立,分析了燃耗信用应用中碰到的一些问题及燃耗信用的操作中最容易出现的错误。介绍了对测量技术的要求及最适合的测量方法。  相似文献   

7.
基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算   总被引:2,自引:0,他引:2  
为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。  相似文献   

8.
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。  相似文献   

9.
对404厂进行核临界安全调研,陪同中国核工业集团公司安全环保质量部领导进行了现场检查;完成科工委系统核临界安全技术培训资料的编写;继续负责和参与核临界安全标准修订工作。3项标准GB 15146.1《反应堆外易裂变材料的核临界安全行政管理规定》、  相似文献   

10.
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。  相似文献   

11.
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。  相似文献   

12.
乏燃料水池中存放乏燃料组件,依靠池水带走衰变热、屏蔽放射性,失去冷却是乏燃料水池最严重的事故工况之一。在池水逐渐蒸干和快速流失两种失冷方式下,基于可能的事故过程,研究芯块和池水温度升高、棒栅距失控、组件严重损毁、中子吸收体失效等各种假设情景对临界安全的影响,并对各种假设情景的可信度进行了评估。研究结果表明:水的丧失使系统的慢化能力大幅减弱,燃料温度升高引起的多普勒负反馈效应,都增加了系统的次临界安全裕量。即使在水池补水、重新淹没乏燃料的过程中,在可信的堆积模型下,系统也能够保证次临界安全。在不可信的中子吸收体硼钢损坏的情景下,得到非常保守的系统keff以及相应的缓解措施,仅供参考。基于目前的知识和工程经验,乏燃料水池失冷事故,在可信事故工况下,是可以保证次临界安全的。  相似文献   

13.
RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。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。  相似文献   

14.
基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事故工况的反应性。计算得到事故工况下有效增值因子最大值为0.932 83。小型压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析中,正常工况及事故工况下计算结果均小于0.95。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域处于次临界状态,且安全可控。  相似文献   

15.
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%。  相似文献   

16.
"乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约"述评   总被引:1,自引:0,他引:1  
“乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约”是迄今为止有关放射性废物管理方面最重要的全球性公约,亦是继1994年“核安全公约”以来核安全国际法领域又一新的突破。本文简要介绍“乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约”的主要内容,并讨论了其存在的问题及对策。  相似文献   

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