乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗信任制技术的应用能大幅提高系统的经济性,影响均可达到30%。     

乏燃料后处理厂主工艺中的主要化学安全问题

水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。     

乏燃料后处理设施核材料近实时衡算系统概念与设计

为指导后处理设施设计阶段统一部署核材料衡算、在设施运行阶段实施近实时衡算、及时反馈工艺的运行状态和趋势并探知异常情况,保障核设施核材料安全,本文在开展乏燃料后处理设施核材料衡算评价及关键技术研究的基础上,深入调研分析了核材料近实时衡算技术现状,梳理了Purex流程中核材料平衡区内过程监控的重要设备和先进仪器,以及一体化数据信息系统结构及其运行维护需求,提出我国开展乏燃料后处理近实时衡算技术研究的必要性和技术配置建议：结合传统的平衡区划分及关键测量点设置方式,以核材料重要量为目标,增补适宜的在线监控点和战略观察点,采用模型开发验证、分析方法优化评估、信息系统整合技术,在后处理设施全寿命周期内统筹管理控制Purex工艺中设备、管道、阀门、储槽中的核材料,达到近实时衡算目标。     

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一,能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而,现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此,本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块,开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS,实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明,MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。     

Thermochemical Modeling of Electrorefining Process for Reprocessing Spent Metallic Fuel

Numerical simulation of the electrotransport of fuel actinides, minor actinides and rare earths in an electrorefiner for pyrochemical reprocessing of a typical spent metallic fuel has been attempted based on an improved thermochemical model developed for application to a multi-component system in the electrorefiner. Variation of the decontamination factors (DFs) for minor actinides and rare earths and minor actinides fraction in the cathode product (MA,) as a function of some important parameters such as percentage transport, catholyte concentration, fuel composition (with respect to U and Pu) and batch number (batch processing) are presented and discussed.     

水堆燃料元件性能分析及程序FROBA开发

在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验证本工作开发程序的准确性。结果表明:在芯块和包壳接触前,芯块温度先上升,密实化消失后温度逐渐下降;接触后芯块温度会再次上升。     

Purex流程铀钚分离工艺单元数学模型研究

在铀钚分离工艺单元单级数学模型和混合澄清槽瞬态数学模型的基础上,建立了以U(Ⅳ)-N₂H₄为还原反萃剂、混合澄清槽为萃取设备的Purex流程铀钚分离工艺单元数学模型,开发了计算机模拟程序,并使用台架实验数据对程序的可靠性进行了验证。结果表明,模拟程序的计算值和实验值符合良好。在此基础上,利用模拟软件对铀钚分离工艺单元的工艺参数进行了计算分析,结果表明：1BX₁加入位置、1BS和1BX₂酸度对钚反萃率无太大影响,但1BX₁加入位置和补萃级数对钚中去铀系数SF_U/Pu有一定影响。     

Computer Code System DSOCEAN for Assessing the Collective Dose of Japanese due to Radionuclides Released to the Ocean from a Reprocessing Plant

A computer code system DSOCEAN has been developed for assessing the collective dose of Japanese due to radionuclides released to the ocean from a spent nuclear fuel reprocessing plant. This computer code system uses a box model which represents the transfer of radionuclides between boxes of seawater into which the ocean around Japan is divided. The code system consists of a series of three interlinked main computer codes, which estimates the exchange rates of radionuclides between the boxes, the radionuclide concentrations in each box, and the collective dose from various exposure pathways, respectively.

By using DSOCEAN, two calculations were carried out to estimate the collective dose from a liquid effluent. One is associated with a routine release of radionuclides from a hypothetical reprocessing plant. The other is an application of the code system to disposal of liquid radioactive waste to the surface water of the ocean. The calculated results identified important radionuclides and exposure pathways.     

包覆燃料颗粒制备的自动化控制系统设计与研制

针对高温气冷堆包覆燃料颗粒生产逐渐规模化大批量发展的趋势,原制备工艺的手动控制体系已不能适应,需发展现代化工业级别的包覆燃料颗粒制备自动化控制系统。针对TRISO型包覆燃料颗粒4层连续包覆工艺进行分析,将包覆炉系统划分为5个子系统,将整个包覆过程分解为9个操作状态,提出建立分布式控制系统（DCS）自动化控制系统的思路。根据对包覆颗粒制备工艺的严格要求提出了控制系统设计原则,包括连锁控制、安全可靠、集成规范、实用易用、开放和易更新原则,并在具体建设过程中实现了这些原则要求,建立起一套完整的包覆燃料颗粒制备工艺自动化控制系统。该系统在我国高温气冷堆示范工程项目辐照样品的生产中投入运行,经实践检验,证明该系统可较好地实现包覆燃料颗粒制备工艺控制,满足工厂规模的生产要求。