新型乏燃料贮存格架自主研制

自主研发一种新型乏燃料贮存格架。基于该乏燃料贮存格架的结构,从临界安全、热工水力和力学抗震等方面论证新型乏燃料贮存格架的安全性、可靠性。为了验证新型乏燃料贮存格架的设计合理性和制造工艺可行性,制造1台工程样机,并进行支腿调节试验和模拟组件插拔试验。通过样机的制造和试验表明,新型乏燃料贮存格架设计合理、制造可行,可以批量化生产。     

乏燃料贮存格架时程分析方法

乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等。为了准确描述上述非线性响应,本文建立了乏燃料贮存格架整池有限元模型并进行非线性时程分析,考虑了滑移、碰撞、摩擦等影响因素,同时还考虑了乏燃料贮存格架在水池中的流固耦合效应。通过时程分析得到了乏燃料贮存格架在地震载荷下的位移、载荷等计算结果。该方法可用于乏燃料贮存格架的抗震分析。     

秦山核电二期工程乏燃料贮存格架的设计

在秦山核电二期工程的设计中，乏燃料的贮存采用了中子毒物镉的密集型贮存格架，与疏松型贮存格架相比，大大提高了乏燃料贮存水池单位面积的贮存能力。镉密集贮存格架的设计在国内尚属首次．本文介绍了该型贮存格架的方案选择以及设计中考虑的主要原则和要求。     

核电厂乏燃料贮存格架水下去污装置研制

针对核反应堆乏燃料贮存格架去污的必要性与功能要求,研制了一种二代核电厂乏燃料贮存格架水下冲洗去污装置。详细介绍了该装置的结构组成、功能原理及控制系统设计。经某核电厂现场使用验证,该装置操作简便,具有良好的冲洗去污能力,可大幅降低乏燃料贮存格架的辐射剂量水平。      

核电厂乏燃料贮存格架水下吊装工具研制

针对某二代核电厂乏燃料贮存格架水下吊装的需求,根据乏燃料贮存格架的水下布置特点,对水下吊装接口安全性及操作便利性进行分析,研制了一种通过抓放格架底板流水孔来实现格架水下自锁的兜底式格架吊装工具,并详细介绍了此水下吊装工具的结构组成、使用操作及工作原理;最后将此格架用于某二代核电厂20台格架的吊装作业。现场应用表明,此吊装工具操作简便、结构可靠,满足格架水下吊装需求。      

基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法研究与应用

乏燃料贮存格架定位试验是核燃料装卸与贮存系统调试的一项关键性试验,直接影响着核燃料组件接收与贮存操作的安全性与高效性。通过对传统的人工手动定位试验方法进行研究,提出了一种基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法。工程应用实践表明,该方法可以大幅提升定位试验效率并减少人力需求,同时在乏燃料水池异物防护与设备保护方面也卓有成效,具有可观的经济与安全质量效益。     

基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法研究与应用

The positioning test of spent fuel racks is a key test in the commissioning of nuclear fuel handling and storage system. It directly affects the safety and efficiency of the receiving and storage of nuclear fuel assemblies. In this paper, the traditional manual positioning test method is studied, and an automatic positioning test method based on the machine vision technology is proposed. Engineering application shows that this method can greatly improve the efficiency of positioning test and reduce the need of manpower. Furthermore, it is also effective in the exclusion of foreign material and the protection of finished products. Therefore, it has considerable benefits in economic, safety and quality.     

高密度乏燃料贮存格架临界安全设计

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。     

海洋核动力平台乏燃料贮存格架设计及安全分析研究

针对海洋核动力平台乏燃料组件海上长期贮存所面临的安全保证问题,通过改进燃料组件与贮存小室之间固定形式、优化贮存小室与贮存格架本体之间连接形式以及增加贮存格架与乏燃料水池池壁之间的缓冲结构,设计了一种满足设计基准以及适应海洋环境的乏燃料贮存格架,并采用蒙特卡罗程序MCNP-5、计算流体力学软件Fluent 14.0、有限元分析软件ANSYS 17.0对该贮存格架进行临界、热工、结构仿真计算。结果表明,该贮存格架设计合理、安全性高,可为海上浮动式核电站乏燃料贮存提供解决方案。      

乏燃料湿式贮存利弊的争论

尽管在美国有二几个重要格架项目正在实施，同时另有一些项目亦在计划之中，但美国能源部并没有把湿式存作为一种离堆贮存的选择，为什么没有呢？     

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。     

我国乏燃料离堆贮存需求分析

随着我国核电的大力发展,产生了大量的乏燃料。若不能妥善进行处理,会给核电发展带来不利影响。我国后处理技术的发展现状暂时无法有效缓解乏燃料大量累积造成的困境。本文按照我国的核电发展规划,结合现有的乏燃料贮存能力,计算得出了乏燃料的年产生量、累积量,以及离堆贮存需求。建议我国尽快开展压水堆乏燃料离堆贮存设施的研究工作,确保核电的安全发展。     

乏燃料干式贮存设施临界计算研究

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。     

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。     

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.     

Cost comparisons of wet and dry interim storage facilities for PWR spent nuclear fuel in Korea

As a part of an effort to determine the ideal storage solution for pressurized water reactor (PWR) spent nuclear fuel, a cost assessment was performed to better quantify the competitiveness of several storage types. Several storage solutions were chosen for comparison, including three dry storage concepts and a wet storage concept. The net present value (NPV) and the levelized unit cost (LUC) of each solution were calculated, taking into consideration established scenarios and facility size. Wet storage was calculated to be the most expensive solution for a 1700 MTU facility, and metal cask storage marked the highest cost for a 5000 MTU facility. Sensitivity analyses on discount rate, metal cask price, operation and maintenance cost, and facility size revealed that the system price is the most decisive factor affecting competitiveness among the storage types.     

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。     

我国乏燃料运输现状探讨

随着我国经济的持续发展,核能作为安全、清洁能源在我国能源战略中地位日益突出。在保证安全的前提下,我国核电机组按照国家规划合理增加,乏燃料的产量也将逐步增加。根据我国核电站乏燃料贮存及外运规则,以及我国核电站主要位于东部沿海,而乏燃料后处理厂处在西北腹地这一国情,必将面临乏燃料的大量、长距离及安全运输的问题。乏燃料运输作为联接核电站与后处理厂或最终处置场的纽带,在维持核燃料循环体系的正常运行上发挥至关重要的作用。对国内外乏燃料运输涉及的运输方式、运输容器、运输安全监管及事故应急体系等问题进行了分析和讨论,对我国乏燃料运输中存在问题的解决提出了建议。