核电厂乏燃料组件厂内转运关键设备研制

乏燃料组件厂内转运是解决核电厂燃料水池贮存空间不足问题的方法之一。本文分析了乏燃料组件厂内转运的设计准则、安全风险,介绍了用于运输容器内破损组件检测和运输容器内组件冷却用设备的工作原理及其应用情况。应用结果表明:破损检测设备可以快速有效地检测乏燃料运输容器内是否存在破损组件;乏燃料组件冷却设备可以较为安全地冷却装有乏燃料组件的运输容器。      

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。     

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。     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

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。     

秦山三期乏燃料运输的临界安全分析

RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,须进行临界安全分析。根据秦山三期破损乏燃料棒束运输的实际情况,本文对正常运输情况和假想事故情况分别进行了临界安全分析计算。假想事故情况包括整个装置掉入水中和掉入水中的同时吊篮损坏两种状态。临界计算表明,用RY-IA型容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,无论正常还是事故情况下运输都能保证其核临界安全。秦山三期乏燃料运输的临界安全分析@孙征 @赵守智     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

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。     

乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型研究

乏燃料容器在运输过程中会受到不可抗力因素的影响而导致燃料组件和运输容器受损,放射性核素逐渐从燃料组件到运输容器内腔再泄漏到外部环境。本文选取大亚湾乏燃料干式贮存库到甘肃四○四厂乏燃料后处理厂之间的道路运输场景作为研究案例,考虑了有无树木、建筑壁面及不同泄漏源高度等情况,引入放射性衰变因子、动量源损失因子,提出一种基于计算流体力学(CFD)方法的乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型。该模型对示踪气体在空街峡谷建筑壁面的浓度模拟结果与Jeanjean APR等人的模拟结果吻合较好,从而初步验证了模型的正确性。计算结果表明,修正后的模型能较好地描述乏燃料公路运输事故条件下的放射性核素的分布,并发现建筑物之间的树木会对湍流漩涡有减弱作用,且泄漏源与树木、建筑物的相对高度对后果评价影响较大,从而为核事故后处理提供更准确的信息。     

Development of an Auto-cutting and Sampling Apparatus for Solution Sample

RY—IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三翌至竺料棒束，须进行临界安全分析。根据秦山三期破损乏燃料棒束运输的实际情况，本文寿正常运输情况和假想事故情况分别进行了临界安全分析计算。假想事故情况包括整个装置掉入水中和掉入水中的同时吊篮损坏两种状态。     

乏燃料运输事故中放射性物质的释放机制及途径

符合国际原子能机构《放射性物质安全运输规定》要求的乏燃料运输容器,具有相当高的抗事故能力。但在运输过程中,仍有可能出现超过容器设计基准的冲撞(撞车、撞击山体或其它构筑物)、翻车、火灾等事故,导致乏燃料组件及其运输容器受损,向环境释放出放射性物质;或者导致运输容器屏蔽能力减弱乃至丧失,使意外接近容器的人员或公众受到较高水平的外照射。     

乏燃料储存与运输两用容器安全性能研究进展

乏燃料运输和储存两用容器具备乏燃料运输和储存两种功能,是乏燃料实现最终贮存和处置前的一种储运方式。本文介绍国际乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证实践经验,研究适合我国乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证要求,为我国乏燃料储存与运输安全提供参考。     

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。     

乏燃料容器跌落事故分析与改进措施研究

国内核电厂普遍采用“容器浸没法”进行乏燃料外运,客观上无法完全消除乏燃料容器跌落风险。对乏燃料容器跌落事故后的放射性后果进行了分析计算,并对如何保证容器跌落后的完整性或实现容器完整性破损后放射性物质的包容进行了分析研究,提出了一系列缓解乏燃料容器跌落后果的改进措施,以降低放射性物质超限释放的风险,对于提升核电厂的乏燃料吊装操作安全具有积极指导意义。     

蒙特卡罗方法在乏燃料运输容器屏蔽中的应用

本文主要应用蒙特卡罗方法进行了屏蔽计算的研究.在开展蒙特卡罗方法的实际应用中,对大亚湾第一炉换料乏燃料运输容器进行了屏蔽计算.源项应用ORIGEN-Ⅱ程序的计算结果,应用MCNP程序对乏燃料运输容器(STC)进行屏蔽计算,并将计算结果与实测值进行了比较分析.考虑到今后可能会运输更高燃耗的乏燃料,本文对这类乏燃料的运输也进行了计算.     

研究堆破损乏燃料元件快速排查技术研究

研究堆燃料元件在安全转移至乏燃料贮存水池前,需对其进行破损检测。目前的检测方法耗时长,难以对具体的破损对象快速判定。本文提出一种破损乏燃料元件快速排查法,该方法能在短期内实现对破损乏燃料筛查,提高后续待运乏燃料破损检测通过率。      

Research on Target （Source） Preparation Technique With Pulse Electroplating

RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束，需进行屏蔽性能评价。     

贮存和运输乏燃料的两用容器

【英国《国际核工程》1985年12月号第48页报道】核保险公司(NAC)新型113t不锈钢乏燃料贮存和运输容器(S/T),可以贮存31套完整的压水堆组件或56套密排的压水堆组件;也可贮存70套完整的或122套密排的沸水堆组件。设计这种容器,有助于减轻许多美国反     

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     

BQH-20乏燃料运输容器起吊工具设计探讨

中试厂101厂房中使用的BQH-20乏燃料运输容器起吊工具是一种非标吊具，本文介绍了该吊具设计过程中的工作难点、重点以及解决方案。 文中“BQH-20乏燃料运输容器”简称容器，“BQH-20乏燃料运输容器起吊工具”简称吊具。