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。     

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℃的低温情况     

乏燃料运输的故障树分析

本文采用故障树分析方法,确定出乏燃料公路运输的事故释放序列,并以秦山核电厂乏燃料公路运输为例,估算了各个事故释放序列的概率及后果.并说明了对运输风险贡献较大的事故类型以及需要采取的减少风险的措施.     

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。     

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。     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

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。     

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。     

气隙和接触热阻对乏燃料干法转运容器热工安全影响研究

结构壳体与铅层之间的间隙是转运容器向外排出衰变热的重要路径之一,2者之间的传热受到接触热阻的影响。在对转运容器热工安全评估的基础上,针对灌铅工艺中产生的铅层和结构壳体之间的接触热阻设定不同厚度的空气间隙,采用FLUENT软件进行了水平转运期间的瞬态数值模拟。结果表明,铅层和结构壳体之间的空气间隙层所产生的接触热阻致使2者之间产生显著的温差,温差随空气层厚度增加而变大,温差过大易导致铅层过热从而失去屏蔽安全功能;在转运容器的设计和制造中,灌铅工艺的优化应以缩小铅层和结构壳体间的间隙为目标,增强2层结构间的贴合度,以提高转运容器的热工安全性能。      

乏燃料干式贮存模块通风口半堵塞热工安全分析

为确保乏燃料干式贮存安全,必须有效地散出乏燃料衰变热。本文对卧式混凝土模块（TC）和内置乏燃料贮罐（DSC）在4个通风口发生不同程度半堵塞情况下的热工安全性能进行了分析。结果表明,在发生部分通风口半堵塞情况下,乏燃料贮罐内各个部件的温度均在相关法规标准限值范围内,乏燃料贮罐内的热量可被有效导出;混凝土结构温度超出法规限值,需设置合理监控手段,及时发现并清除堵塞。     

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。     

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明：自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。     

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。     

高温气冷堆燃料运输容器热工计算分析

采用CFX程序模拟高温气冷堆燃料运输容器内外导热、对流、热辐射等传热方式。计算结果表明:容器各部件温度不会超过限值、热工结构符合安全运输要求。将计算结果与容器火烧试验相比较,证明了计算模型的保守性与合理性。     

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。     

熔盐堆稳态物理-热工耦合计算研究

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验（MSRE）,用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证了程序的正确性,并计算分析了在稳态情况下MSRE堆芯中的三维功率分布、流量分配以及熔盐和石墨的温度分布。