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。

某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍

火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m^(3)、120 m^(3)长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。

放射源运输容器力学设计和试验验证

目的设计一种用于运输工业辐照用特殊形式放射源的运输容器,通过试验验证运输容器的安全性能。方法根据《放射性物品安全运输规程》和《放射性物质安全运输条例》中B(U)型货包的规定进行设计,设计的运输容器主要包括屏蔽容器、吊篮、防护罩及运输托架4部分组成,并对运输容器进行正常运输工况和运输事故工况下的3次跌落试验。结果试验对容器外防护罩和保温层造成部分损坏,但防火层完整,不影响包装的密封和屏蔽功能,试验结果表明运输容器满足标准要求。结论运输容器在正常运输工况和运输事故工况下的跌落测试后,包装的屏蔽和密封仍然有效,即该运输容器在规定的正常运输工况和运输事故工况下能保证放射源的运输安全。

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。

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。

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。

混合物Thomas-Fermi方程组的求解研究

给出了一种可以方便快速求解特定温度密度下描述混合物电子物态的Thomas-Fermi(TF)方程的打靶法方法。该方法采用了步长减半搜索的办法,通过对解的初值及初始步长的合理选取以及对某种发散情况的处理,使得该方法可以在任意温度密度范围内求解混合物TF方程。通过对结果的分析验证了Thomas-Fermi模型符合基本物理规律。

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。

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。

ADS实验大厅中子防护工程技术研究

为了保障加速器驱动次临界系统(ADS)散裂靶与反应堆耦合特性及影响验证实验的顺利进行,以原子能院现有的临界实验装置为基础,对堆厅部分墙体进行屏蔽改造。建造由聚乙烯、镉、铅、钢以及混凝土等材料构成的屏蔽装置,以防止临界装置产生的射线外泄,使工作人员受到的照射保持在合理水平。通过MCNP模拟计算,完成了屏蔽结构的优化设计。基于槽钢支撑结构、铅屏蔽层、镉屏蔽层和聚乙烯屏蔽层等材料组成的组合屏蔽结构建立简化模型,采用ANSYS有限元分析程序计算分析得出各部分应力小于许用应力,稳定性符合要求。最后通过工程实践,完成对屏蔽性能理论计算结果的验证。

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。

高放废液储罐氢气爆炸事故试验研究

高放废液在贮存过程中会产生氢气,若未能及时排出或被稀释,当混合气体中氢气的浓度达到爆炸临界点时,有可能发生爆炸,导致放射性物质释放。本文利用建立的高放废液储罐氢气爆炸事故试验装置,通过试验研究了氢气在储罐内的爆炸压力及壁面温度。测试结果表明,氢气浓度为30%,点火位置在储罐顶部中心附近时,约在点火后70 ms达到最大爆炸压力,最大爆炸超压值约为0.5965 MPa,最高壁面温度约为110℃。

乏燃料后处理厂有机相燃烧事故研究进展

核能的广泛利用伴随着乏燃料的产生和累积,乏燃料后处理技术将乏燃料再循环利用受到重要推崇,但乏燃料后处理设施的安全是发展后处理技术的重要前提,后处理中的有机相着火事故作为后处理的设计基准事故之一,得到了国内外的重要关注。为分析后处理厂在有机相着火事故中,有机相的燃烧行为、放射性气溶胶的扩散和沉积、高效过滤器的性能等,美国、日本等国分别建立了实验设施并进行了有机相燃烧的实验研究。本文综合评述了国内外关于后处理厂有机相着火事故的试验技术方法和研究结果,提出了当前研究存在的问题以及未来有待进一步研究的方向。

放射性物质运输容器缩比模型试验的数值模拟

目的为了解决使用放射性物质运输容器原型在真实环境中进行跌落冲击试验的困难,研究一种缩比模型,使缩比模型可代替原型进行试验。方法通过量纲分析中的Buckingham"Π定理",推导出缩比模型容器的比例定律。以简化的圆柱形放射性物质运输容器为例,采用ABAQUS动态显式算法对原型和1/4缩比模型,在事故条件下于9 m高处以底角跌落姿态冲击刚性地面的动态响应进行数值模拟。结果两模型力学性能(包括关键位置的应变、应力、加速度,以及与刚性地面之间的接触力)的变化规律与理论分析结果具有很好的一致性。结论在一定缩比范围内,比例定律适用于放射性物质运输容器缩比模型的试验测试,可为原容器的替代试验提供科学依据。

2008～2010年北京地区肠内营养药物应用情况调查

目的：分析2008～2010年北京地区各品种肠内营养（EN）药物使用情况。方法：利用《医院处方分析》课题（北京地区）对2008～2010年肠内营养药物的使用数量与金额进行统计,采用限定日剂量法计算用药频度（DDDs）、限定日费用（DDC）,以及消耗金额与DDDs的序号比。结果：北京地区肠内营养药物的销售和使用人次呈上升趋势,年销售金额分别为119万元、336万元、532万元。2008、2009年肠内营养药物DDDs和金额排名居前者基本一致。结论：临床医生对营养支持的重视不断提高,肠内营养药物在临床治疗中发挥着越来越重要的作用。

UF_(6)泄漏源项模型构建

针对UF_(6)泄漏車故,介绍了UF_(6)泄漏情景,对UF6泄漏的过程机制进行了分析,构建/UF_(6)泄漏源项模型。选取了3种事故情景,将模型结果与文献调研的UF_(6)泄漏源项模型结果进行了对比分析,初始泄漏速率、泄漏量及泄漏时间差值分别在1.74%、25.12%、32.67%以内,差值主要来源于模型额外计算了UF_(6)从三相点泄漏到升华点的过程。