国际可移动小型堆开发与运输安全研究现状

可移动小型堆(TNPPS)作为小型模块化反应堆(SMR)的一种(一般指30 MW以下的SMR),当通过陆路、海运等方式运输后在运输工具上或者从运输工具卸载后能够运行和产生电能,可以满足偏远、局部区域的供热、用电需求,引起了各国的重视。本文简要介绍了国际可移动小型堆发展现状,重点对国际上不同类型可移动小型堆的特点、可移动小型堆发展面临的问题和挑战进行总结,并重点讨论了可移动小型堆运输安全相关问题及对策建议。

放射性货包运输风险控制目标探讨

目的提出制定我国放射性物质货包运输风险控制目标的初步建议,可为相关风险评价工作提供决策参考。方法通过借鉴核电厂及非反应堆核设施相关安全目标研究的宝贵经验,对相关阈值划分和风险可接受边界进行讨论,并针对放射性货包运输的特点展开分析,提出以风险矩阵作为其风险目标的表达形式。结果相关研究认为,对放射性物质货包运输来说,按照严重程度分类,结合其事故发生率,是一种较为合理的表征形式。结论本文对放射性物质货包运输风险控制目标制定进行了初步的探索。要使得该风险矩阵能与实际运输活动的风险指引相适应,最终起到指导运输风险管理的作用,未来还需要更多研究成果的推动。

核燃料循环设施磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧释放行为初步研究

磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧是核燃料循环设施典型的火灾事故,是核燃料循环安全不可忽略的重要研究内容。本文初步展开了磷酸三丁酯/煤油的小面积(77.9~2921.0 mm^(2))燃烧实验研究,通过基础实验初步分析了磷酸三丁酯/煤油的燃烧速率、气体释放组分以及气溶胶释放及其粒径分布规律,并与公开的国外数据成果进行了比较分析。

乏燃料运输容器减震器应用及研究现状

目的了解国内外乏燃料运输容器减震器的成熟结构形式,分析应用技术的主要特点,整理现有减震器缓冲材料的材料特性和研究现状,为国内减震器设计发展提供一定参考。方法综述国内外代表性乏燃料运输容器的减震器应用现状,分析现有缓冲材料的优缺点和结构设计方面的注意事项。结果目前,国内外乏燃料运输容器多采用木材填充的壳式减震器,在填充材料方面,聚氨酯泡沫、蜂窝铝等工程材料也有应用,此外泡沫铝、碳泡沫、双向瓦楞蜂窝铝等新型材料也被研究用作减震器缓冲材料。结论建议继续增加对新型缓冲材料以及对减震器结构设计的研究,以满足未来国内大型乏燃料运输容器的应用需要,同时建议注重减震器产品的适配性和兼容性,开发系列化产品。

放射性物品运输容器试验验证经验总结

我国放射性物品运输实施分类监管。试验是验证放射性物品运输容器安全性能最直接的手段。本文对放射性物品运输容器的试验要求与检测方法进行了综述,并对运输容器安全性能试验的经验进行了总结。

UF_6运输事故情景及扩散模型研究

本文讨论了运输条件下的UF6泄漏事故情景,引入RASCAL4模型中控制体的概念,结合UF6烟羽的重气特性及化学与热力学特性,以直线高斯烟羽模型为基础,构建了UF6泄漏扩散模型。并与法国1986—1989年三次UF6释放实验监测数据及HGSYSTEM/UF6模型计算数据对比,对模型进行了初步验证。验证结果表明,该模型的计算结果接近实验结果,可以准确的描述UF6在环境中的扩散迁移情况,适用于运输条件下的UF6事故后果评价。

我国PWR燃料组件运输容器定期评价与经验反馈

目的介绍我国放射性物品运输容器定期安全性能评价的相关标准和要求,并着重介绍我国现有3种不同型号的压水堆新燃料组件运输容器定期安全评价工作。方法根据GB 11806等标准规范的要求,检查容器的使用维护历史,通过一系列的现场实验和数据分析,对容器结构、包容、传热、屏蔽和防止临界等5个方面的安全性能进行系统评价。结果通过对245台不同型号的PWR燃料组件运输容器的现场检查结果分析,容器主要存在防腐层损伤、吊耳焊缝裂纹、密封垫开裂老化等安全隐患。结论该项工作全面系统地总结了我国压水堆新燃料组件运输容器的安全现状,特别是验证了我国使用了20余年的新燃料组件运输容器的安全性能,具有重要的现实意义。同时,对今后放射性物品运输容器的设计、使用、维护等方面进行了经验总结和反馈。

放射源运输容器安全设计有限元分析方法

放射性物质运输容器力学试验是证明货包安全设计满足法规标准要求的重要工作之一.根据法规标准要求,应采用能够导致货包产生最严重损坏的姿态进行力学试验,评价力学试验后容器的安全性能.通过有限元分析来确定容器最严重损坏的姿态是目前国际上通常采用的方法,能够极大地节约时间和成本.本工作针对某型号放射源运输容器,通过分析容器力学有限元计算结果,确定容器最严重损坏的姿态,分析比较有限元计算结果和试验结果,证明放射源运输容器安全设计满足法规标准要求.

乏燃料容器设计中组件包壳的氢脆特性影响分析

目的针对高燃耗乏燃料在干法运输条件下存在的包壳脆性变化,探讨其对我国现阶段乏燃料运输及容器安全研究中以“组件结构保持完整”作为设计基准所带来的影响和考虑。方法结合锆包壳氢化物韧脆转变的机理,针对乏燃料离堆和运输过程对包壳性能变化进行分析,并根据美国“ISG-11”等技术导则中提出的判别准则,探讨事故载荷下高燃耗乏燃料包壳结构性能的变化。结果通常认为2G乏燃料不需要考虑其材料氢脆影响问题,而高燃耗的3G乏燃料则必须综合评价离堆及后续干法运输过程中各种因素变化对其性能的影响,以判断包壳的峰值温度、韧脆转变温度和温度变化幅度等是否会对事故工况下“其结构始终保持完整”的设计基准造成影响。结论随着我国进入3G高燃耗乏燃料密集运输的时代,在乏燃料运输容器设计及运输安全分析时更应充分考虑包壳材料氢脆特性影响下的乏燃料结构在事故载荷下的保持能力。

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价(PSA)方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明:货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^(-7)(车·单次运输)-1;临界事故的发生频率低于1×10^(-13)(车·单次运输)-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明:货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^(-3) mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^(-10)人·Sv/(车·单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。

后处理设施给水系统可靠性的GO法研究

后处理设施给水系统是后处理设施重要的公用系统,对后处理设施的稳定、安全运行至关重要。给水系统的可靠性需要深入分析,应用GO法进行了研究。获得了给水系统的平均故障概率、最小割集、重要度等可靠性指标。结果表明,给水系统的可靠性比较高,符合单一故障准则,二阶最小割集对系统故障的贡献最大,应该采取措施予以消除。进一步深入对比分析GO法与故障树法,结果显示,对于给水系统的可靠性分析,GO法有建模容易且图形简洁的优点。

SAFUIT/UF_6环境评价模型验证与应用

作为核燃料循环过程中一种兼具辐射危害和化学毒性的中间产物,UF_6的泄漏事故,特别是事故的环境评价技术越来越受到人们的重视。SAFUIT/UF_6是专门针对此类事故的环境评价模型,目前已经开展了初步的验证工作。根据1987年法国UF_6释放实验条件,对SAFUIT/UF_6模型计算结果进行了误差分析,并与HGSYSTEM/UF_6模型进行了对比。初步认为SAFUIT/UF_6模型可准确地模拟UF_6扩散。此外,SAFUIT/UF_6模型在某设施核事故应急评价系统中也得到了应用。

放射性物品运输后果评价软件CRAMTRA的程序设计

放射性物品运输后果评价软件是放射性物品运输后果评价的重要工具。我国于20世纪80年代开始陆续引进相应程序,但至今未有独立知识产权的国产软件。本文介绍了放射性物品运输后果评价软件CRAMTRA的程序设计,包括物理模型、流程图、UML图等内容,为下一步的代码开发提供基础保障。

高温气冷堆新燃料运输货包的撞击事故分析

介绍了高温气冷堆新燃料运输货包严重撞击事故的仿真计算分析方法。根据实际货包结构及运输条件,确定了分析的严重撞击事故景象。通过有限元法计算分析了货包在不同姿态、不同速度下的碰撞结果,给出了容器不同部分及所装载的燃料组件的损坏情况。在此基础上,计算了严重事故景象下有效增殖因子keff。

高温气冷堆新燃料运输事故频率分析

商用高温气冷堆核电站是中国未来可能发展的第四代核电站,其新燃料元件和运输容器有显著的特点。探索了将概率安全评价(PSA)方法引入放射性物品运输的辐射风险评价中,首先用故障树方法分析了高温气冷堆新燃料元件公路运输的潜在事故频率,经过事故情景分析、力学分析和临界分析,选择了货包辐射水平升高和临界两种潜在事故予以分析。结果表明,货包辐射水平升高的事故频率很低;临界事故的频率极低,在后续的风险评价中可忽略。

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。

UO_(2)芯块运输容器核临界安全分析

目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果该案例的次临界限值(USL)为0.91974;UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.28608,无限阵列货包的最大keff值为0.79834。结论UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.91974,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。

^(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。

200L低中放废物桶自由下落试验测试

介绍了对200L废物桶自由下落试验测试方法。试验通过加速度计、应变片测量了碰撞过程的加速度、应力应变,并使用DIC技术(高速摄像),分析了碰撞过程垂直于靶台的加速度,经对比,该技术带来的偏差约为20%。