乏燃料反应堆ATWS事故分析

低温乏燃料反应堆(FRD反应堆)采用商业压水堆核电站换料卸出的乏燃料组件，利用其剩余的裂变材料，在低温下将裂变能转换为热能。FRD反应堆采用池壳式布置，在低温、常压下运行，设备简化、系统简单，具有良好的固有安全性。反应堆可建在沿海地区或城市附近，用于海水淡化、区域供热或制冷，是一种安全、经济、可靠的洁净能源，具有很好的发展前景。     

反应堆乏燃料组件的破损检测

为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。     

300^#反应堆乏燃料元件保存系统技术改造

本文介绍了300^#堆乏燃料元件保存系统技术改造的目的,内容和要求,描述了技术改造后系统部件的主要结构和尺寸,给出了系统与结构安全性的理论依据和实际调试结果。     

美国乏燃料处理动态

【英国《国际核工程》1986年5月报道】美国在乏燃料卸料、反应堆现场乏燃料池可利用容量、附加贮存的需求,和开发中间贮存与永久贮存或处置系统之间,存在着一个复杂的平衡问题。在2000年之前,美国乏燃料卸料计划取决于几个关键参数,它们是核装机容量预测;电厂有效寿期;循环周期;电厂容量因子以及燃耗和利用率。核保险公司(NAC)根据美国到90年代     

动力反应堆的评述

本文根据两次日内瓦会议的报告及其他一些公开发表的材料,阐述了各种动力反应堆的一般构造、性能、特点、优缺点、发展前途以及目前建造这些反应堆的可能。接着讨论了目前世界各国比较重视的五种堆型。通过对比,列举和分析了五种堆型的效率、电价、功率密度及装载量等参数,井探讨这些堆型的安全性、材料问题及技术条件。最后本文作者指出,在目前的条件,尚难于对各种堆型的发展前途作结论。     

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统.转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽.通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性.     

应用ORIGEN2估算300#反应堆乏燃料元件活度

介绍了ORIGEN2向windows平台的移植与调试,描述了运行历史数据处理程序、原始成分数据处理程序、截面库数据修正程序和结果数据提取程序的流程图及使用方法,给出了几盒元件的计算结果,并与γ射线测量实验和累积释能估算燃耗数据进行了比较分析.     

300^#反应堆乏燃料元件源项估算方法研究

本文阐述了300^#反应堆燃料元件芯体的主要元素成分，分析了裂变产物及其特性，给出了乏燃料元件源项估算的基本原理，初步选择了源项估算的基本原理，初步选择了源项估算程序，描述了输入数据的形成及其统计、计算方法，表明了计算及结果处理方法。     

俄罗斯乏燃料管理现状

【欧洲核学会《核新闻网》1992年12月1日报道】在莫斯科最近一次新闻发布会上,俄罗斯原子能部首次透露了有关该国乏燃料管理、后处理和贮存的新消息。据透露,俄罗斯已经例行后处理来自VVER-440型堆的乏燃料。为了后处理VVER-1000型堆的乏燃料,一个新的后处理厂正在建造中。对     

比利时的乏燃料管理

【《欧洲核综览》2001年5～6月刊报道】 2000年,比利时70%的电力是由多伊尔和蒂昂热的7个压水堆(PWR)机组提供的。 到2000年,法国高杰马公司(Cogema)在阿格设施中对从首批3个机组(多伊 尔-1、多伊尔-2和蒂昂热-1)中卸出的部分乏燃料进行了后处理。不在Cogema后处理合同涉及范围内的乏燃料现正在厂区暂时贮存。 1993年底,比利时政府决定在比利时核燃料循环后段政策中,将乏燃料的后处理(闭式循环)和直接处置(开式循环)作为两个并行的方案。 这个决定允许继续执行1978年开始并正在执行的后处理合同,并允许比利时的核电机组使用MOX燃料…     

“华龙一号”反应堆乏燃料组件辐射源项计算

随着裂变材料的消耗,锕系核素(AC)和裂变产物(FP)随之产生。AC和FP是核电厂放射性源项的主要来源。准确地计算压水堆燃料组件中AC和FP的核素积存量可为后续燃料循环过程和乏燃料管理提供可靠的数据基础。本文中介绍了乏燃料组件源项的计算方法,并结合"华龙一号"反应堆的功率运行方案,给出了利用CASMO-SNF和SCIENCE-SMART程序计算得出的乏燃料组件放射性活度、衰变热、中子/γ能谱等结果。     

反应堆系统LOCA非线性动力分析

介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管理系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时,系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法,非线性动力分析模型的建立和非线性动力学分析方法,对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也 简要叙述。     

动力堆乏燃料商业后处理工厂前期工作设想

根据我国核电发展规划，本文建议2022年前后建成我国动力堆乏燃料商业后处理工厂，商业后处理工厂的前期工作分三个阶段，即规划研究阶段；初步可行性研究阶段；可行性研究阶段，本文对这三个阶段的工作内容和进度提出了设想和建议。     

英国公布乏燃料管理报告

【英国《国际核工程》网站2007年9月14日报道】为了降低贮存费用以及加强安全保卫工作，美国能源部（DOE）将在南卡罗来纳州萨凡纳河场区（SRS）对美国过剩的“非弹芯”钚进行集中贮存。     

英国公布乏燃料管理报告

英国索普（Thorp）后处理厂将于2008年恢复全面商业运营。自2005年4月被发现发生放射性液体泄漏事故（详见本刊2005年第5期相关报道）以来，该厂一直处于停运状态。     

反应堆动态特性的识别

本文综述了用于反应堆动态特性识别的各种信号的性质、要求及实用价值。可供从事反应堆物理实验、自控工作人员选择激励信号时参考。     

脉冲反应堆动态参数研究

本文介绍了脉冲反应堆瞬变的动态特性的计算模型。计算结果与实验值的相对偏差约3%。