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。     

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。     

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。     

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器研究试验

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器是按GB11806《放射性物质安全运输规定》和IAEA安全标准《放射性物质安全运输规程》中的B(U)F型Ⅲ级(黄)货包的规定而设计研究试验的,本文论述了它的结构特点,特殊的搪铅和灌铅工艺,特定条件下的测试方案与方法。试验结果表明,该容器性能达到国家和IAEA的标准。可推广应用于其他研究堆乏燃料运输。     

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     

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。     

MOX新燃料的海上运输安全性评价

【日本《原子能视野》2000年2月刊第62～65页报道】运输MOX新燃料的海上运输船同运输乏燃料、二氧化钚及高放玻璃固化体等的船只一样,都是按IMO(国际海事机构)安全标准,根据“INF3级”最高水平设计的、不会发生沉没事故的船只。而且,关于放射性物质运输,在国际原子能机构(IAEA)制定的“放射性物质安全运输规则”中对安全标准进行了规定。另外该规则还对运输容器的技术标准及质量保障计划等作了规定,而且进行放射性物质运输的各个国家都把该规则纳入自己国家法律的体系,这样放射性物质的国际运输便有了安全保证。日本电力中央研究所对…     

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:     

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器热工试验研究

本试验研究的目的是评价RY-Ⅰ型乏燃料运输容器的热性能,它包括正常运输状态的传热性能及火灾事故时的耐火能力。确定了数学物理模型,并编制了RYTDOT-N、RYTDOT-F两个计算机程序。乏燃料运输容器热试验在中国是首次。试验是将原型容器放在加热炉内进行的。试验在超过按时间平均的环境温度820℃下持续30分钟,试验方法、试验条件和试验装置均满足IAEA的安全标准“放射性物质安全运输规程”的要求。试验结果证明了容器的耐火性能符合要求。试验的动态温度测量结果与程序计算结果吻合甚好,从而验证了程序的正确性。     

9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏燃料水池事故缓解对策

核电厂建有乏燃料水池(以下简称"乏池"),以贮存堆芯卸出的含有大量放射性物质的乏燃料组件。如果乏池发生恐怖袭击、爆炸、火灾等超设计基准事故,就可能导致乏燃料直接损伤或乏池的结构性损伤而使水池排空,乏燃料失去冷却,放射性物质大量释放进入环境。美国9·11事件和日本福岛核事故发生后,美国修订了联邦法规并发布了相关命令以及一系列技术指导文件,要求核电厂考虑在遭遇由于爆炸或火灾导致的大面积损伤后,维持和恢复乏燃料冷却的措施,本文对9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏池事故缓解对策进行了介绍。     

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。     

Castor容器能屏蔽γ射线

【德国《世界报》1994年11月29日报道】Castor是“放射性物质的贮存和运输用容器”的英文缩写。该特制容器长6米、宽2米、重120吨。自1982年以来,该容器在德国专用于运送压水堆和沸水堆的乏燃料元件,并不断地予以改进。巴登-符腾堡州菲利普斯堡核电厂的九根乏燃料棒将运往下萨克森州戈莱本中间贮存库,此事引起了激烈     

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。     

2 秦山三期乏燃料运输稳态热工分析

本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析，分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响，建立了相应的数学和物理计算模型，给出了计算结果，并对不同的影响因素进行了敏感性分析，考虑了乏燃料不同的储存时间、太阳暴晒以及外环境处于零下40℃的堡学情堡，对比分析表明分析结果是合理的、适用的和保守的，采用RY—IA型乏燃料输容器运输秦山三期乏燃料可以保证正常工况下的热工条件，满足放射性物质运输温度规定。     

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。     

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。     

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。     

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。      

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。