国际乏燃料运输的基本经验与我国乏燃料运输研究现状

１　引言核电的开发利用已经成为各国高科技发展水平的重要标志之一。核电发展促进了乏燃料运输业的发展，乏燃料安全运输研究也成为开发核电的一个重要方面。发达国家创造了３０年乏燃料持续安全运输的记录。受大亚湾核电站委托，在中国核工业总公司的领导下，以核工业四...     

秦山一期乏燃料运输稳态热工分析

秦山一期乏燃料运输预备采用R-52型乏燃料运输容器。R-52型乏燃料运输容器为铅屏不锈钢容器，其上、下两端装有由木材（泡桐树）制成的减震器，有防火用的防火绝缘层，内腔设有吊篮。为保证运输的安全性，需对该运输方案进行热工计算及分析。本工作针对该运输方案，     

Ry—I型乏燃料运输容器设计,试验概况

本文介绍按《放射性物质安全运输规定》(GB11806-89)和IAEA6号安全丛书《放射性物质安全运输规程》B(U)货包的规定,对RY-I乏燃料运输容器的设计性能、安全分析,以及为保证运输安全必须满足的检验。     

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。     

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。     

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.     

乏燃料运输方案介绍

本文根据我国沿海核电站的地理分布和乏燃料后处理厂的地理位置特点，说明了乏燃料水陆联运方案应为首选的运输方案。对水陆联运中所涉及的海运航线的选择、主要铁路干线的选择、中转港的选择、以及乏燃料专用运输船和载货D型凹底平车的性能等均作了讨论，还给出了乏燃料水陆联运方案的简要结论。     

乏燃料公海铁联运核应急体系建设研究

公海铁联运作为解决大宗乏燃料远距离运输的最佳方案,在国际上是一种较为普遍的运输模式,如果未来我国采用该运输模式,需探索相关核应急工作思路。本文调研梳理了国内外乏燃料公海铁联运核应急相关法规标准,参考借鉴国外乏燃料运输相关实践,提出我国乏燃料公海铁联运核应急体系建设相关工作建议。     

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。     

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。     

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。     

关于我国核燃料闭合循环战略的讨论

按我国《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,我国将坚持核燃料闭合循环的技术路线。讨论了实施核燃料闭合循环的意义,简要介绍了国际发展的基本态势。对几个相关问题,如商用乏燃料处理厂建设时机;钚的产用平衡;MOX燃料在热堆核电站使用的适应性;经济性等作了讨论,并提出政策建议。     

聚变裂变混合乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环方案设计与分析

针对聚变裂变混合乏燃料焚烧堆FDS-SFB(Spent Fuel Burner),基于湿法和干法两种后处理技术途径提出了不同的燃料循环方案。并分别对FDS-SFB燃料循环所需的初装资源量、燃料制备和乏燃料后处理能力进行初步质量流分析和可行性初步评估。基于较好嬗变和增殖性能的FDS-SFB典型中子学方案的质量流初步分析表明:两种方案燃料循环其所需的初装资源量、燃料制备、乏燃料后处理能力具有初步的可行性。     

乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究

在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786～7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436～4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914～288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。     

ENUN 24P乏燃料运输容器排气排水孔盖泄漏检测方法的改进北大核心CSCD

乏燃料运输容器内盖上的排气/排水孔盖作为容器包容边界之一,采用双○型金属密封圈,在容器装载乏燃料组件后需对排气/排水孔盖进行氦泄漏检测。ENUN 24P乏燃料运输容器调试过程中,发现原泄漏检测工具存在孔盖与密封面对中困难、操作复杂、易损坏密封面、增加操作人员受照风险和检测方法未考虑本底值等问题。针对以上问题,提出了改进检测工具和增加本底测量的检测改进措施,经过试验验证改进后的检测工具能有效地加快泄漏检测时间,操作简便,并减少操作人员受照剂量。改进后的检测工具也可应用于国内已有的NAC-STC型乏燃料运输容器排气/排水孔盖泄漏检测。     

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.     

Fabrication of DUPIC fuel pellets using high burn-up spent PWR fuel

Technology for the direct usage of a spent PWR fuel in CANDU reactors (DUPIC) was developed in KAERI to reduce the amount of spent fuel. DUPIC fuel pellets were fabricated using a dry processing method to re-fabricate CANDU fuel from spent PWR fuel without any intentional separation of fissile materials or fission products. The DUPIC fuel element fabrication process satisfied a quality assurance program in accordance with the Canadian standard. For the DUPIC fuels with various fuel burn-ups between 27,300 and 65,000 MWd/tU, the sintered pellet density decreased with increasing fuel burn-ups. Fission gas releases and powder properties of the spent fuel also influenced the DUPIC fuel characteristics. Measurement of cesium content released from green pellets revealed that their sintered density significantly depended on sintering temperature history. It was useful to establish a DUPIC fuel fabrication technology in which a high-burn-up fuel with 65,000 MWd/tU was treated.