钚生产堆退役简介

简要阐述几个国家钚生产堆的退役情况,以期对我国今后生产堆的退役提供借鉴。     

普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算

介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽^17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明．改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。     

研究堆的拆除

世界范围内，已经有几百座研究堆建成并运行?现在，停闭的反应堆数与运行的反应堆数不相上下，研究堆的退役已经成为一个主要的国际问题。     

经济合作与发展组织核能机构各国和俄罗斯商业核动力堆退役综述

【《欧洲核综览》1999年 5— 6月号第 44页报道】　世界一批核电厂动力堆不断老化 ,而且人们周围的世界也在不断地发生变化 ,尤其是商业核电厂运营者们在金融和政治方面的压力。这些压力有时会导致他们决定将反应堆退役。本文概要介绍世界核反应堆退役运作的现状以及环境管理状况。截止 1998年 4月 ,有 10个国家的 73座商用核电厂的反应堆已处于退役的某个阶段。这些反应堆包括 11座西方压水堆 (PWR)、 14座沸水堆 (BWR)、11座加压重水堆 (PHWR)、 4座高温气冷堆、 3座重水慢化气冷堆 (HWGCR)、 3座快堆 (FBR)、 2座气冷堆 (GCR)、…     

新堆与研究堆的退役研究

本文研究的目标是从便于退役的角度来考虑新堆与研究堆的设计,在保证反应堆安全有效运行的前提下从降低辐射源、缩短退役拆除放射性设备所需时间、改善废物管理等方面着手使设计的反应堆便于退役。     

美国新反应堆概念

【美国《核新闻》2003年9月刊报道】美国能源信息管理局(EIA)2003年7月份发表了一篇题为“新反应堆设计”的文章,归纳出目前美国现有的和到2030年有望启用的核反应堆设计,并列出EIA采用的概念选拔标准:在核管会(NRC)的认证或预认证计划内;在第四代反应堆国际论坛(GIF)的长期反应堆开发计划内。文章首先概要介绍了美国现役或已退役(如1974～1989年运行的圣符仑堡高温气冷堆)的反应堆类型,然后概述了在美国以外运行的商用反应堆(包括快中子堆、加压重水堆和气冷堆)设计。然后,文章论及潜在商用反应堆设计的新概念。文章说,美国未来10~20…     

日本核电公司东海堆退役计划概要

【日本《原子能产业新闻》2001年10月18日报道】 日本核电公司已经向经济产业大臣提出了拆解日本国内第一座商用堆东海核电站(气冷堆、功率为166 MW)的申请。东海核电站是1966年7月开始运营的日本第一座商用堆,1998年3月停运,累计发电量为290.0672亿千瓦时,累计设备利用率为62.9%。今后,计划从2001年12月开始通过一系列的工程、用大约30年时间完成所有设施的拆除作业。下面就对东海堆的退役计划概要作一介绍。 退役作业计划分4个阶段进行 由于东海核电站的退役措施计划为一项长期计划,所以整个计划在体现退役措施概要的基础上,将退役工程分…     

重水研究堆退役废物再利用研究

实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一,从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究堆在退役期间产生的各类废物,得出具有一定数量的物料有潜在的利用价值,可直接或经适当处理后再利用在其他行业领域中。研究表明,通过采取废物最小化控制措施（如废物分类和废物流分离等）,采用适当的去污技术和执行清洁解控要求,至少可使重水研究堆退役过程中产生的几十吨钢铁、10 t铝材和5 t重水实现再利用。     

快中子脉冲堆周期计算机测量系统

简要介绍了中国快中子脉冲堆－Ⅱ堆周期计算机测量系统的硬件结构，工作原理和软件组成，给出了ＣＦＢＲ－Ⅱ堆裸堆带去耦部件系统和裸堆上布置有较多轻材料样品的系统的裂变产额－预加反应性关系。该测量系统使ＣＦＢＲ－Ⅱ堆周期测量实现了自动化和智能化，提高了测量数据在线处理的精度和速度。     

日本研究和试验堆的安全设计及安全分析

核设施的基本安全政策是保护公众和现场工作人员的健康和安全，在正常运行和异常情况下避免不适当的放射性危害．日本研究和试验堆安全管理过程的执行是基于“核源材料，核燃料材料和反应堆管理法”。该法规定了核设施建造、施工，运行和退役许可证申请的基本规程．在日本原子力研究所(JAERI）建造了10座核反应堆和6个临界装置。它们被用于不同的用途，如核物理研究，反应堆工程和核安全研发、燃料和材料辐照试验，中子束实验、放射性同位素生产等．本文详细介绍了日本3号改建研究堆JRR-3的安全评价．     

重水型研究堆的堆功率和周期实时监测研究

指出了提高重水型研究堆运行的安全性，监测反应堆瞬时堆功率和周期的必要性，并介绍了一种简单易行的监测方法，提出了进一步改进的方向。     

日本研究和试验堆的安全管理

介绍了日本研究和试验堆安全管理。作为一个例子，详细介绍了日本三号改建研究堆JRR-3的安全评价。     

日本动力示范堆退役大纲概述及所得教训

日本动力示范（JPDR）退役计划已于1996年4月顺利完成，这是日本首次尝试拆除一个核电站，该大纲分为两大阶段：退役技术的开发和研究、JPDR拆除工作的实施。第一阶段为开发各种拆除技术进行了不懈的努力，所开发的技术成功地应用到了JPDR的实际拆除工作中，同时这些技术的有效性也通过拆除工作得到了验证，另外，在拆除工作中收集了大量的数据及技术要点，并建立了退役数据库。从JPDR退役计划中所得到的经验与数据有助于未来商业核电站的退役工作。     

秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。     

法国马库尔生产堆后处理厂（UP1）的退役

2000年3月,我院与法国COGEMA公司举了第二次技术研讨会,法方介绍了有关UP1退役的情况,本文根据COGEMA公司的介绍,并结合有关资料,对法国有关的退役政策、UP1的退役安排、组织机构、技术方案,费用估算等进行了简要介绍,并对我国的核设施退役工作提出了几点意见。     

清洁解控和退役若干动向与新发展

对国际辐射防护协会第 1 0届大会 ( IRPA-1 0 )涉及的清洁解控和退役问题作了论述 ,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化 ;退役工程技术的发展 ,包括去污技术、切割解体技术、探测技术 ;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役 ;最后 ,还论及了退役中受关注的一些问题 ,如 :石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。     

200MW核供热堆功率调节系统设计原理

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运动方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流理所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。     

高放废物嬗变研究发展及前景

高放废物的处置关系到核能的发展和环境保护。分离与嬗变作为高放废物处置的可能途径之一，在世界上已有近３０年的研究发展历史，目前，越来越受人们的关注。本文分别介绍了利用轻水堆、液态金属燃料堆、聚变堆（聚变－裂变混合堆）以及加速器驱动的次临界系统嬗变高放废物的原理、研究发展及前景。为我们开展高放废物嬗变研究提出一些建议。     

清洁解控和退役若干动向与新发展

对国际辐射防护协会第10届大会(IRPA-10)涉及的清洁解控和退役问题作了论述,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化;退役工程技术的发展,包括去污技术、切割解体技术、探测技术;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役;最后,还论及了退役中受关注的一些问题,如：石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。     

200MW供热堆乏燃料的贮存

本文结合２００ＭＷ供热堆的结构特点，介绍了供堆的乏燃料贮存方式，并讨论这一贮存方式所带来的优点。