重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术

乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术。乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术，同时，提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。     

VVER乏燃料离堆贮存格架安全分析

本文给出了新型VVER乏燃料离堆贮存格架的安全分析方法及评价结果,通过对辐射安全、核临界安全及抗震分析评价,该贮存格架可满足相关的核安全要求。贮存格架安装在现有的离堆贮存水池后,可作为VVER乏燃料离堆贮存应急方案的选项。     

核电厂乏燃料湿法与干法贮存技术对比研究及相关对策建议

分析了国内外主要核电国家乏燃料离堆贮存的概况,研究了乏燃料湿法贮存和干法贮存的主要特点,对乏燃料湿法贮存和干法贮存从技术特点、安全可靠性、工程经验、建设工期、电厂接驳、运行维护、经济性等方面进行了综合对比,分析两者的优劣。结合我国乏燃料的离堆贮存现状,对未来乏燃料离堆贮存技术路线提出思考和探索。     

乏燃料干式贮存技术比较分析

乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。     

浅析俄罗斯乏燃料干法贮存设施安全要求及贮存实践

乏燃料贮存一直困扰各核电国家发展。随着中国的在建设核电厂更多投入运行,乏燃料贮存问题不可避免,俄罗斯是核电大国,核电起步早,拥有压水堆、石墨堆、快堆、舰船核动力堆等一系列反应堆堆型,制定了较为完善乏燃料贮存设施规范,并在贮存事件方面积累了很多经验,借鉴其乏燃料贮存安全管理规范和有益实践,对我国具有一定的借鉴意义。     

秦山三期CANDU 6机组的燃料操作系统

详述了秦山ＣＡＮＤＵ堆燃料操作系统，包括新燃料贮存和运输系统、乏燃料贮存和运输系统、燃料更换系统以及远距离观测摄像机。     

美国爱达荷乏燃料项目的最新进展

【美国《核工程师》2002年11～12月刊报道】 在过去40多年中,美国能源部(DOE)及其前身在美国各地的核设施中产生、运输、接收、贮存和后处理了大量乏燃料。这些乏燃料来自于生产堆、研究和试验堆、特定用途的商用动力堆以及外国的研究堆。 DOE于1992年在美国停止了乏燃料的后处理,但是目前仍有约265 t重金属乏燃料一直贮存在爱达荷国家工程和环境实验室(INEEL)。这些乏燃料被分别贮存在水池、干井中,或地表贮存。部分贮存设施不能满足贮存到2034年的要求。而且现有贮存设施位于该地区重要水源的斯内克河的蓄水层。政府已承诺对这些乏燃…     

国外混合燃料快堆放射性废物管理概况

本文介绍了国外混合燃料快堆系统的燃料元件生产厂、快堆和乏燃料后处理厂产生的放射性废物的来源、组成、特点及其处理、贮存和处置，并介绍了快堆放射性废物管理发展趋势。     

在美国爱达荷州处理乏燃料

【英国《国际核工程》2001年7月刊报道】 在过去40年中,美国能源部(DOE)及其前身在其国内各个中心的设施中产生、运输、接收、贮存和后处理了大量乏燃料。乏燃料的来源各种各样:生产堆、研究和试验堆、具有特定用途的商业动力堆,以及国外的研究堆。 DOE于1992年停止进行后处理,但在爱达荷国家工程和环境实验室(INEEL)还贮存着约265 t乏燃料重金属。INEEL的乏燃料目前正贮存在现场的水池、干井以及地表贮存库中。在2034年之前,目前的贮存设施的能力不足以承担其所肩负的任务。目前的贮存设施位于该地区一个主要水源——斯内克河蓄水…     

中国实验快堆三废控制系统

介绍了中国实验快堆及三废系统的组成和必要性,国内商用核电站三废系统运行情况。介绍国家标准、法规对核电站三废系统设计的要求,对三废系统贮存、排放废气、废液的要求。利用图形方式介绍中国实验快堆的三废控制系统功能和结构特点。     

燃料组件稳态回路辐照考验多热工参数耦合特性研究

燃料组件稳态回路辐照考验是研究组件抗辐照性能的关键环节,鉴于回路辐照考验热工参数对试验运行的重要性,本文针对稳态辐照考验回路,结合燃料组件对回路辐照考验热工参数的需求,分析了一次水流量及入口温度发生变化、装置内部存在换热以及不同换热器运行方式下回路系统的关键热工参数耦合特性。研究表明,随着换热器一次水入口温度和流量的下降,主换热器的最大换热功率有明显下降,在严重偏离设计工况下,主换热器换热能力存在不能满足燃料组件辐照运行的风险。同时,辐照装置内部换热对主换热器换热极为不利。在回路运行温度需求较高,而装置内部换热较强情况下,主换热器二次水流量的设计裕量不能低于装置内的热交换比例,且该裕量取值需趋大。两台主换热器并联运行的优势主要体现在较大一次水流量情况,且存在一个较小的一次水流量,使得单台换热器独立运行与两台换热器并联运行时的换热能力一致,低于该流量比例时,两台换热器并联运行时的换热能力反而弱于单台换热器运行。      

不可压缩流中非对称板状结构模态局部化分析的摄动法

本文研究了一个两跨板状简单模型在不可压缩流中振动时的固有动特特。应用假设模态法建立系统的运动微分方程，应用摄动法看考虑了结构的长非对称及扭转刚度非对称对系统模态局部化程度的影响。结果表明，二阶摄动理论能很好地用于计算该系统的动态特性，水的耦合作用对上、下板模态局部化现象的影响有差异。长度非对称参数是导致结构模态产生局部化现象的主要原因，扭簧刚度扰动也对结构模态局部化现象有较大影响。     

一种因参考光源强度变化导致的热释光剂量测量结果偏差的修正方法

在热释光剂量测量中，参考光源强度是影响测量结果的重要因素之一。对参考光源强度的调整往往通过调整测量仪器的高压来实现，但调高高压参数会导致测量仪器暗电流增加，进而导致测量值偏差增大。频繁的调整高压参数，也可能会使仪器的稳定性变差。针对参考光源强度变化导致的测量偏差，提出利用测量时的参考光源强度值与校准测量时参考光源强度值的变化求出相应的修正系数，进行测量结果修正。该方法经标准值样片测量检验，其测量值更准确、误差更小，与标准辐照值的偏差小于5%，表明该方法可行，可在实际工作中应用。     

Particulars of radiolysis and mass transfer in two-phase water coolant of a nuclear power facility with steam generation at an interphase surface

A model of an interphase transfer of stable products of the radiolysis of water in boiling coolant is developed taking account of the intensity of their delivery to the interphase boundary in the liquid phase and removal into the vapor phase with vapor generation on the interphase surface. A computational study is made of the radiolysis of the coolant and interphase transfer of the products of the radiolysis of water in the core and on the pulling section of BWR of the Oskarshamn-2 nuclear power plant in Sweden. A comparison of the computational data with the results of the technical measurements of the coolant composition of the BWR at the Oskarshamn-2 nuclear power plant showed that the accumulation of stable products of the radiolysis of water in the vapor-gas phase of the coolant is determined by the kinetics of radiolysis in the liquid phase, the concentration of the oxygen-containing components in the liquid phase is due to the present of hydrogen peroxide in it.     

HRTL-5轴向空泡份额计算

基于一维两相四方程漂移流模型,并考虑加热段欠热沸腾、上升段冷凝以及上升段闪蒸的影响,采用数值模拟的方法对5 MW低温核供热堆热工模拟回路(HRTL-5)的轴向空泡分布进行模拟计算,分析HRTL-5轴向参数分布的特性及其参数效应。结果表明:1)在HRTL-5条件下,考虑欠热沸腾、冷凝、闪蒸等因素影响的计算结果更接近实际情况;2)是否考虑加热段的欠热沸腾对于加热段出口的空泡份额以及出口的状态确定有重要影响;3)冷凝过程对于闪蒸区以及自然循环驱动力的计算有一定的影响;4)闪蒸对低压低干度自然循环系统轴向空泡份额的分布有重要影响,尤其在低压情况下。     

Effects of pulsed magnetic field on density reduction of high flow velocity plasma sheath

A three-dimensional model is proposed in this paper to study the effect of the pulsed magnetic field on the density distribution of high flow velocity plasma sheath. Taking the typical parameters of plasma sheath at the height of 71 km as an example, the distribution characteristics and time evolution characteristics of plasma density in the flow field under the action of pulsed magnetic field, as well as the effect of self-electric field on the distribution of plasma density, are studied. The simulation results show that pulsed magnetic field can effectively reduce the density of plasma sheath. Meanwhile, the simulation results of three-dimensional plasma density distribution show that the size of the density reduction area is large enough to meet the communication requirements of the Global Position System(GPS) signal. Besides, the location of density reduction area provides a reference for the appropriate location of antenna. The time evolution of plasma density shows that the effective density reduction time can reach 62% of the pulse duration, and the maximum reduction of plasma density can reach 55%. Based on the simulation results, the mechanism of the interaction between pulsed magnetic field and plasma flow field is physically analyzed. Furthermore, the simulation results indicate that the density distributions of electrons and ions are consistent under the action of plasma self-electric field.However, the quasi neutral assumption of plasma in the flow field is not appropriate, because the self-electric field of plasma will weaken the effect of the pulsed magnetic field on the reduction of electron density, which cannot be ignored. The calculation results could provide useful information for the mitigation of communication blackout in hypersonic vehicles.     

Method of experimental estimation of the effective delayed neutron fraction and of the neutron generation lifetime in the IBR-2 pulsed reactor

Experimental investigations of random fluctuations in the power of the IBR-2 periodic pulsed reactor carried out in the steady-state mode of its operation and in the pulsed mode made it possible to obtain estimations of the main parameters of the kinetics – the effective fraction of delayed neutrons and the average lifetime of prompt neutrons. Functionals were measured relating the main parameters of the kinetic behaviour: the prompt neutron decay constant (steady-state mode) and the relative dispersion of pulse energy fluctuations. It was shown that the experimental values of parameters of the kinetic behaviour are close to the calculated ones. In addition, the power of the spontaneous neutron source was estimated on the basis of the analysis of neutron noise.     

基于CFD数值模拟的复合叶轮核主泵压力脉动特性研究

为了降低核主泵在不同工况下运行时的压力脉动,采用数值模拟对核主泵3种不同进口直径的短叶片进行对比。结果表明：短叶片进口直径的改变并未改变叶轮的主频,但随着短叶片进口直径的增加,背面高频值逐渐减小,而工作面高频值却逐渐增大。在小流量工况下不同进口直径的短叶片的压力脉动幅值均较大;在设计工况下叶片背面各监测点在低频区与高频区域的波动能量明显大于叶片工作面各监测点在低频区和高频区的波动能量;大流量工况下叶片背面附近各监测点的低频区带宽及高频区的脉动能量明显增加,叶片工作面附近各监测点的脉动幅值出现较大的增加,短叶片背面附近各监测点的脉动幅值明显高于长叶片背面的脉动幅值。分析结果表明：短叶片进口直径为0.72D₂时,压力脉动在各种工况下运行最小。     

BEPCⅡ中束流位置测量系统的噪声分析

超低发射度光源要求束流位置测量系统(BPM系统)的分辨率达到亚μm量级。在实验室条件下,BPM系统电子学的测量分辨率可达亚μm,但在线机器运行时束流位置监测器（BPM）探头受到的机械振动（亚μm量级）将成为限制BPM系统测量分辨率达到亚μm的重要因素。为满足高能光源（HEPS）对BPM系统0.1 μm分辨率的要求,本文基于北京正负电子对撞机重大改造工程（BEPCⅡ）上的BPM系统,进行了功率谱方法的环境振动及束流数据的联合分析,以探究影响BPM系统分辨率的因素。首先从BPM系统分辨率的传统衡量标准与功率谱的关系出发,进而分析BPM系统的工作原理、安装环境,测量其周边的机械振动水平,获取束流的低频频谱。获取的BPM数据频谱成分及分析结果表明：电缆传输会产生频谱基线的上升;BPM探头真空室会直接受环境振动的影响;四极铁特征频率的机械振动经束流动力学造成了全环BPM数据特定频率的峰值增长。结合束流动力学,使用有限数量的BPM数据可推断出振动源点。     

NHR—200堆芯旁通区三维流动传热数值分析

应用三维CFD软件PHOENICS－3．2,计算了200MW低温供热堆（NHR－200）堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。分析了在堆芯与围板间的乏燃料存放区上端不同档板布置方案下的流场和温场,并考虑了旁通流量的影响。自然对流对流场和温场的影响不大,不会改变主流方向。在计算区域内,除主流外,还有由堆芯旁通区的下部流通面积突扩造成的一回流区及上腔室堆芯出口流通面积突扩和自然对流而形成的一大回流区。加挡板可阻挡上部大回流区对堆芯旁通区的影响,降低堆芯旁通区流体温度的变化。