离线啜吸装置在燃料检测中的应用

辐照后的燃料包壳出现破损时,裂变产物(可溶性固体、气体)释放将增加包壳外部环境介质的放射性活度,通过检测环境介质的放射性活度变化趋势可实现对燃料组件破损程度的定量检测。论文介绍了利用离线啜吸法测量133Xe的释放动力学曲线,根据此动力学曲线定量判断破损燃料组件破口的当量直径,并对燃料组件包壳完整性进行评价。     

一种用于退役核燃料元件包壳的破裂检测技术

本文阐述了基于活性炭对85Kr吸附特性来检测退役核燃料元件包壳破裂的技术,给出了测量原理及测量系统。方法是通过测量活性炭所吸收的85Kr所放出β射线的计数率的大小,来判断退役核燃料元件包壳是否破裂,该测量系统对β射线的探测效率大于40%,对β射线的本底计数率为0.84Counts?min–1。使用该方法的实际测量结论与取水样用化学分析方法所得结论一致。     

一种测量废包壳中U、Pu含量的方法研究

乏燃料组件在后处理厂经过剪切、浸取后的残留物被称为废包壳,测量其中含有的U、Pu质量将作为判断乏燃料溶解工艺水平的一个重要参考依据,或者作为是否需要对废包壳进行再次溶解操作的判断标准。本文在分析废包壳放射性组成情况的基础上,鉴于通过直接测量U、Pu特征粒子分析其质量存在困难,提出一种通过间接方式测量废包壳中残留U、Pu含量的方法,并开展初步的研究工作。此方法设计了一套基于³He正比计数管的测量装置,采用中子符合法测量分析废包壳中²⁴⁴Cm的含量,并针对测量对象的放射性分布不均匀性,开展测量装置内部空间探测效率分布模拟计算,给出测量的极限误差分析;建立乏燃料组件核素组成信息模拟计算程序,分析计算日本同类型乏燃料组件的关注核素含量,并比对此组件的破坏性分析(DA)结果,给出计算结果的不确定度,并通过上述程序计算得到废包壳对应乏燃料组件中的²⁴⁴Cm/U(Pu)值。结合测量数据和计算数据,可推导出废包壳中的U、Pu质量。此外,本文还分析这种测量分析方法的误差构成,评估最终分析结果不确定度,为工艺判断提供数据支持,同时指出下一步...     

乏燃料储存期完整性监测技术的开发

提出了一种监测贮存在焊接密封罐中的乏燃料的完整性的方法。为实现监测，最近将气体^85Kr用于一种探测器。在燃料棒破损的情况下，^85Kr气体将在密封罐中发生泄漏。在密封罐外，通过对^85Kr发出的γ射线（514keV）进行探测，可以探明未开封密封罐中的燃料棒是否破损。利用小型实体模型试验开发了这种监测技术，并进行了模拟计算。结果表明，在有γ射线干扰的情况下，利用带有准直仪的探测系统，可检测到大约10^11Bq的^85Kr气体泄漏量，约占燃料棒中^85Kr气体总量的10％。因此，将这种监测技术作为将乏燃料从临时贮存设施运至核燃料后处理工厂之前的检查方法。     

乏燃料棒中关键核素径向分布特点及对废包壳测量准确度影响

废包壳是水法乏燃料后处理工艺首端高放固态废物的主要来源,通常采用非破坏性测量方法进行整体测量并分析其中残余的U、Pu等感兴趣关键核素的量,传统方法中多引用组件的平均燃耗作为分析计算的输入参数。但根据反应堆运行经验,乏燃料组件和乏燃料棒中燃烧生成的核素及残余U的浓度呈非均匀空间分布状态,这一特性增大了废包壳非破坏性测量分析结果的不确定度。本文采用模拟计算的方法重建乏燃料棒中感兴趣关键核素的径向分布特征,数据表明废包壳中感兴趣核素的质量浓度比与采用燃料棒平均燃耗计算的结果相差可达100%,由此建立了采用非均匀分布特性修正废包壳中感兴趣核素浓度测量分析方法。     

基于~(137)Cs、~(85)Kr的燃料元件包壳破损检测系统研制

针对停堆时间在4个月以上、不具备脱水条件而又不能采用常规方法检测其包壳是否破损的燃料元件,研制一种检测系统,利用高温水加热燃料元件使放射性核素向外释放,施加压力加速放射性核素释放,通过收集并检测137Cs和85Kr含量来确定燃料元件是否破损。应用结果表明,系统可以在不脱水状态下完成燃料元件包壳的破损检测,具有检测方便、快捷、准确的特点。     

乏燃料运输容器内破损组件检测方法

在乏燃料贮存和运输阶段,卸出时完好的燃料组件存在破损可能,若出现破损,裂变产物就有可能向环境释放,因此乏燃料运输容器解除密封前,需要进行运输容器内破损组件检测工作。本文提出一种破损检测方法,系统介绍了检测工艺方案、破损标志核素的确定及破损检测的可行性分析,并给出破损检测装置的详细设计。该设备已经研制成功并应用于大亚湾核电站乏燃料组件厂内转运,在国内首次检测到乏燃料运输后破损,结果表明,此检测方法可显著提高破损检测的可信度和效率,具有较高的工程应用价值。     

乏燃料棒中关键核素径向分布特点及对废包壳测量准确度影响

废包壳是水法乏燃料后处理工艺首端高放固态废物的主要来源,通常采用非破坏性测量方法进行整体测量并分析其中残余的U、Pu等感兴趣关键核素的量,传统方法中多引用组件的平均燃耗作为分析计算的输入参数。但根据反应堆运行经验,乏燃料组件和乏燃料棒中燃烧生成的核素及残余U的浓度呈非均匀空间分布状态,这一特性增大了废包壳非破坏性测量分析结果的不确定度。本文采用模拟计算的方法重建乏燃料棒中感兴趣关键核素的径向分布特征,数据表明废包壳中感兴趣核素的质量浓度比与采用燃料棒平均燃耗计算的结果相差可达100%,由此建立了采用非均匀分布特性修正废包壳中感兴趣核素浓度测量分析方法。     

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。      

基于β-γ符合法测量的在线啜吸检测装置的研制

反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损，当燃料组件发生破损后，核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验，通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损，然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响，传统单一β或单γ粒子检测设备的检测结果时有误判或漏判发生。本文设计了一种基于β-γ符合法测量技术的在线啜吸检测装置，装置含有β和γ粒子探测器，并构建了β-γ符合检测通道，融合了现有β、γ破损判断技术，同时增加了基于β-γ符合判断的结果。相关应用结果表明：在核岛内较强辐射干扰下，本系统符合测量本底计数率可达到0.04 s^-1，装置对¹³³Xe最小可探测活度(MDA)达23.7 Bq，检测灵敏度优于单一β粒子或γ粒子检测模式；3种判断模式的应用大幅提升了破损判断结果的可靠性。该装置可以替代现有单一粒子检测模式的在线啜吸检测装置应用于核电厂开展相关检测工作。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

ENUN 24P乏燃料运输容器排气排水孔盖泄漏检测方法的改进北大核心CSCD

乏燃料运输容器内盖上的排气/排水孔盖作为容器包容边界之一,采用双○型金属密封圈,在容器装载乏燃料组件后需对排气/排水孔盖进行氦泄漏检测。ENUN 24P乏燃料运输容器调试过程中,发现原泄漏检测工具存在孔盖与密封面对中困难、操作复杂、易损坏密封面、增加操作人员受照风险和检测方法未考虑本底值等问题。针对以上问题,提出了改进检测工具和增加本底测量的检测改进措施,经过试验验证改进后的检测工具能有效地加快泄漏检测时间,操作简便,并减少操作人员受照剂量。改进后的检测工具也可应用于国内已有的NAC-STC型乏燃料运输容器排气/排水孔盖泄漏检测。     

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下k_eff的计算。计算结果表明：正常工况下,k_eff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当²³⁵U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。     

钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

基于多孔介质和等效热导率模型的快堆乏燃料组件传热特性数值分析

乏燃料组件在运输或转运过程中,组件会裸露在传热较差的气体介质内,需关注其散热性能。为模拟乏燃料组件的传热特性,采用多孔介质模型模拟组件的流动阻力,并利用等效热导率模型模拟组件内部的传热。由于自然对流条件下乏燃料组件内部流动符合层流假设,在多孔介质阻力模型中忽略了惯性力项的作用。将等效热导率模型的模拟结果与SNL-LMFBR实验结果进行对比,证明了该模拟方法的有效性。计算结果表明,在水平放置工况下乏燃料组件温度轴向呈对称分布,在竖直放置工况下轴向呈非对称分布,乏燃料组件的高温区域向组件上方偏移。     

Thermal-fluid flow analysis and demonstration test of a spent fuel storage system

Thermal-fluid flow analysis and demonstration test were performed for a spent fuel storage system. The commercial computational fluid dynamics (CFD) code, FLUENT was used for the numerical analysis. Effective thermal conductivities of a spent fuel assembly and a fuel basket were derived to optimize a thermal analysis model. Also, a porous model, which can simplify a complex configuration of a fuel assembly, was used in the thermal analysis. Demonstration test were performed to verify the thermal analysis method and procedure using a half scaled-down model and an electrically heated dummy fuel. The numerical analysis results were compared with the experimental data. Thermal analyses of the storage system were carried out for normal and off-normal conditions by using the verified analysis method.     

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化,使用ORIGEN-S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明,在最恶劣工况下,乏燃料组件裸露的最短时间为79.2h,该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。     

SCALE calculation for evaluation of spent fuel condition during long-term storage

Experiences with an advanced spent nuclear fuel management in Slovakia are presented in this paper. The evaluation and monitoring procedures are based on practices at the Slovak wet interim spent fuel storage facility in NPP Jaslovské Bohunice. Since 1999, leak testing of WWER-440 fuel assemblies were completed using a special leak tightness detection system developed by Framatome-anp, “Sipping in Pool”. This system utilized external heating for the precise defects determination.Optimal methods for spent fuel disposal and monitoring were designed. A new conservative factor for specifying of spent fuel leak tightness is introduced in the paper. Limit values of leak tightness were established from the combination of SCALE4.4a (ORIGEN-ARP) calculations and measurements from the “Sipping in Pool” system. These limit values are: limiting fuel cladding leak tightness coefficient for tight fuel assembly – k_FCT(T) = 3 × 10⁻¹⁰, limiting fuel cladding leak tightness coefficient for fuel assembly with leakage – k_FCT(L) = 8 × 10⁻⁷.     

乏燃料组件提升翻转机结构设计及动力学分析

为实现乏燃料组件提升和翻转动作同步进行，本文设计了基于双导轨提升翻转同步机构的提升翻转机，并在结构中设置安全防坠单元，保证紧急情况下乏燃料组件的安全性。为进一步保证乏燃料组件在提升、下降正常工况和钢丝绳断裂异常工况下的结构安全问题，以双导轨提升翻转同步机构为研究对象进行了动力学仿真分析，使用ADAMS软件分析其多体机械系统关键部件的运动规律与运行中复杂的受力特性，获得了不同工况下设备运行全程的速度及加速度特性曲线。结果表明：双导轨提升翻转同步机构工作时乏燃料组件所受的冲击力小于10 kN，翻转提升过程中翻转料仓的速度波动小于10%，仿真结果验证了系统设计的合理性和可行性。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。