用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型,按照最大热功率工况,即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力,并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便,又精确,还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。     

含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。     

田湾核电厂3、4号机组JNA、FAK衰变余热导出功能分析

采用热负荷保守计算的方法对燃料组件更变后田湾核电厂3、4号机组堆芯余热导出系统(JNA)、乏燃料水池冷却系统(FAK)导出衰变余热的能力进行评价。评价结果表明,田湾核电厂3、4号机组JNA现有设计可以满足正常工况、预期运行事件和事故工况下导出堆芯衰变余热的能力要求,FAK乏燃料水池容量满足乏燃料组件存放的要求,FAK现有设计满足导出乏燃料水池衰变余热的能力要求。     

CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析

CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。     

国内特别报道

<正>田湾核电站首次采用堆芯倒料获得成功2010年6月4日12时47分,随着田湾核电站2号机组最后一组新燃料组件被平稳地从乏燃料水池送往反应堆堆芯存放,田湾核电站首次采用堆芯倒料模式实施装换料操作宣告成功。(摘编自江苏核电有限公司网2010年6月9日报道)     

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。     

乏燃料贮存概况

正根据国际原子能机构(IAEA)的统计,截至2019年5月,全球30个国家共有449台在运核电机组,18个国家正在建设54台核电机组。2020年,全球乏燃料总量将达44. 5万吨。截至目前,全球大部分核电反应堆运行时间都已超过30年。一般而言,从反应堆堆芯卸出的乏燃料必须先在反应堆场址的乏燃料水池中贮存一段时间,再送去后处     

MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析

针对长时间全厂断电（SBO）事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明：乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。     

福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析

以福建福清核电厂一期工程乏燃料水池为研究对象,对可能威胁乏燃料水池安全的内部始发事件进行了概率安全分析。评价了乏燃料水池中燃料元件损坏的风险,并将实施应急补水及液位连续监测这两项设计改进后的定量化结果与改进前的定量化结果进行比较分析。结果表明,改进项的实施明显降低了乏燃料水池燃料元件损坏的风险。     

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。     

乏燃料水池贮存格架水下安装工艺研究

通过拆除乏燃料水池内原有的乏燃料贮存格架,安装更密集的乏燃料贮存格架,可提升乏燃料水池的贮存能力。以国内某商用核电站乏燃料水池扩容改造为研究对象,分析了乏燃料贮存格架在水下安装的难点,提出了根据测量池底的不平整度调平乏燃料贮存格架的垂直度,然后在水下进行定位安装施工,并制定了乏燃料贮存格架水下安装精度检验方法。在水下安装的乏燃料贮存格架达到了使用规定的位置、高度和垂直度,保证了燃料组件的安全装载。该工艺可为国内各大核电站进行乏燃料水池扩容改造提供经验参考。     

乏燃料水池缺乏虹吸断路开孔事件经验反馈

福岛核事故后,根据世界核电运行者协会(WANO)运行经验报告的指导建议,法国科特农核电厂对乏燃料水池冷却系统进行了检查,检查发现其乏燃料水池冷却系统管道上并没有虹吸断路开孔,这将有可能导致乏燃料水池排空。法国核电厂虹吸断路装置包括开孔或弓形管道两种形式,能够抑制虹吸效应防止乏燃料水池排空。法国科特农核电厂建造期间未按设计要求在乏燃料水池冷却系统管道上开孔,存在水池排空的潜在危险。国内运行核电机组乏燃料水池冷却循环管线布置情况与法国核电厂类似,通过对比分析提出适用于我国核电厂的经验反馈信息。     

乏燃料水池冷却的工况分类和安全评价原则研究

确保乏燃料水池内燃料组件的充分冷却是核动力厂设计中要考虑的一个重要问题，新的核安全导则针对确定论分析及燃料装卸和贮存系统设计，要求考虑与乏燃料水池相关的核动力厂状态，包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文根据我国核安全导则和美国国家标准对于乏燃料水池相关假设始发事件的要求，并参考国内工程实践，给出了针对乏燃料水池冷却应考虑的工况分类。此外，通过调研分析以及根据单一故障准则应用的范畴和例外条款，对乏燃料水池冷却相关工况的温度限值准则和单一故障假设提出建议和指导。     

美一乏燃料水池不锈钢底被一大的螺栓砸穿

【美国《核燃料》1995年1月2日报道】上月,在美国佐治亚核电公司哈奇1号机组,一个贮存在乏燃料水池中的一个16英尺长375磅重的堆芯围筒顶盖的螺栓,意外地落入水池的底部,并击穿了水池的不锈钢底,使数百加仑的水泄漏到构筑物的混凝土衬垫内。这个事故是在工人们用来提升螺栓的缆出故障时发生的。     

福岛乏燃料水池事故探讨

日本福岛核事故暴露出乏燃料水池安全的重要性和严峻性,乏燃料水池的安全监管应给予高度重视.本文描述了日本福岛第一核电厂乏燃料水池的基本情况,简要分析了4号机组乏燃料水池的事故起因和乏燃料源项,最后总结了从此次事故中汲取的经验教训.     

福岛核事故后提高乏燃料水池仪表可靠性的经验反馈

在福岛核事故中,由于缺乏可靠的乏燃料水池仪表指示而影响了决策者对应急响应行动的部署,乏燃料水池的安全问题因此受到高度关注。福岛核事故后,各国通过经验总结对乏燃料水池仪表的可靠性提出了更高的要求。本文介绍了中关两国对于提高核电厂乏燃料水池仪表可靠性的相关要求以及美国发布要求的背景、命令的内容及达到的要求时间限期;分析了关国河湾核电厂对美国提高乏燃料水池液位仪表可靠性的响应行动;介绍了中国针对乏燃料水池液位仪表可靠性提出的要求,并对中关两国的改进要求进行了分析比较。     

CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。     

后处理厂乏燃料储运吊篮设计与分析

在后处理厂乏燃料贮存水池,采用吊篮储存和转运乏燃料组件可以提升转运能力,同时具有较好的安全性和经济性。本文针对国内商业核电站服役使用的典型乏燃料组件结构参数,设计了可一次性装载8盒乏燃料组件的储运吊篮,利用SuperMC软件对满载乏燃料组件的储运吊篮进行了临界安全分析,再利用ANSYS有限元软件对其进行抗震分析。临界安全分析结果表明:即使满载乏燃料组件的吊篮在无限大乏燃料贮存水池内紧密排列,贮存水池keff最高仅0.906;抗震分析结果表明:在0.3 g设计地震震动加速度下,吊篮最大结构应力为7.92 MPa,最大形变量为0.32 mm,不影响其功能。因此储运吊篮设计合理,可满足后处理厂乏燃料水池储运吊篮的基本安全要求。     

某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证

针对国内某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容项目,使用计算流体力学(CFD)和理论分析方法,验证了扩容后的乏燃料水池热工冷却能力。在乏燃料水池至少存在一列反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)运行的冷却工况下,乏燃料水池平均水温均满足相应的验收准则,局部最高水温和燃料包壳最高温度均低于当地水的饱和温度。在2列PTR系统均失效的失去冷却工况下,计算出了乏燃料水池平均水温加热到沸腾温度的时间和燃料格架裸露的时间,为运行干预提供了指导。     

美国兰乔赛可核电厂的乏燃料从贮存水池转移到干法贮存设施

【美联社华盛顿斯波坎2003年1月8日电】 2003年1月8日,美国政府有关官员表示,工作人员已经完成了将汉福德保留地的一个贮存水池中的超过906 t(200多万磅)乏燃料运离水池的工作。 这些乏燃料一直贮存在离哥伦比亚河仅365 m(400码)的贮存水池,这些水池于20世纪50年代建造,设计使用寿命为20年。在美国国家高放废物最终处置库准备就绪前,这些乏燃料将暂时贮存在离贮存水池24 km(15英里)的干法地下贮存室。 承包商Fluor Hanford公司自2000年12月就开始进行这项工作。目前该公司正在进行将第二个更靠近哥伦比亚河的贮存水池中的乏燃料运离水池的…