核电厂应急撤离的有关问题

概述了国内外有关核电厂应急撤离的法规、导则,介绍了影响应急撤离的众多因素,对应急撤离路线设置进行了讨论。

我国乏燃料离堆贮存需求分析

随着我国核电的大力发展,产生了大量的乏燃料。若不能妥善进行处理,会给核电发展带来不利影响。我国后处理技术的发展现状暂时无法有效缓解乏燃料大量累积造成的困境。本文按照我国的核电发展规划,结合现有的乏燃料贮存能力,计算得出了乏燃料的年产生量、累积量,以及离堆贮存需求。建议我国尽快开展压水堆乏燃料离堆贮存设施的研究工作,确保核电的安全发展。

乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析

乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。

启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。

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。

乏燃料后处理厂废气处理系统化学安全问题分析

乏燃料后处理过程产生的放射性废气中含有多种属性差异较大的放射性核素,其处理方法各有特点。本文介绍了乏燃料后处理厂放射性废气中^(85)Kr、~3H、^(129)I、^(14)C的国外先进处理方法,重点论述了碘和氪的处理方法,分析了需要关注的化学安全问题,并讨论了相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废气处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。

绝热条件下磷酸三丁酯-正十二烷-硝酸体系放热反应行为

本工作采用绝热加速量热仪重点研究了磷酸三丁酯(TBP)与HNO_3以及30%TBP-70%正十二烷与HNO_3的放热反应行为,并通过这两个系列测试结果的对比分析,确定了该研究条件下稀释剂对放热反应的影响。结果表明,HNO_3浓度越高,TBP或TBP-正十二烷与HNO_3发生的自放热反应的起始温度越低,放热量越高,造成的压力增加也越高。绝热条件下,与TBP和HNO_3的化学反应相比,有稀释剂正十二烷存在的化学反应,其起始温度和活化能更低,同时释放热量更高,此化学反应更易发生。

核燃料循环设施事故分析方法探讨

为推动我国核燃料循环设施的事故分析方法不断发展完善,对国内外核燃料循环设施事故分析方法的应用现状进行了研究和比较,对不同事故分析方法进行了对比和分析,并结合我国工程实践对事故分析方法的发展提出了建议。研究表明,国外核燃料循环设施事故分析已逐渐使用概率风险评价方法,由此,我国核燃料循环设施领域逐渐引入概率风险评价方法可能成为事故分析的发展方向。ISA(综合安全分析)方法既参照确定论方法进行了单个(类)事件序列的情景假设和后果分析,又参照概率论方法进行了事件序列的概率估算,具有较好的适用性和可操作性,因此,我国核燃料循环设施领域可优先采用融合了确定论和概率论两种方法特点的ISA方法。

核燃料后处理厂钚的水解聚合及应对措施

核燃料后处理是提取钚的重要途径,钚在后处理PUREX工艺流程中主要以溶液形式存在。钚溶液化学行为非常复杂,工艺运行过程中疏忽或瞬间不稳定的条件都有可能导致钚的水解和聚合。而聚合物一旦形成就很难破坏,会严重干扰萃取分离等工艺指标,同时也会导致潜在的工业安全问题和核临界安全风险。本文介绍了钚水解聚合领域的研究结果,结合核燃料后处理工艺的特点,分析了钚水解聚合的影响因素和安全风险,并提出了应对措施。

钍基ADS快热耦合次临界核系统燃耗特性分析

在钍基ADS快热耦合次临界反应堆设计的基础上,应用研制的蒙特卡罗燃耗程序MCNTRANS对次临界堆芯在恒定功率下整个寿期内的燃耗特性进行了计算,研究分析了堆芯嬗变能力、钚焚烧性能、堆芯寿期内keff变化及加速器束流的协调匹配。分析结果表明:所设计堆芯的次锕系核素(MA)嬗变支持比可达15个百万kW级的PWR,长寿命裂变产物(LLFP)嬗变支持比为2.2个百万kW级的PWR;热区内233 U的裂变贡献为25%,堆芯嬗变、增殖能力强。整个堆芯寿期内keff变化在1%左右,降低了ADS对加速器束流强度的要求。

关于核设施流出物监测和环境监测中存在问题的探讨

核设施流出物监测和环境监测体系是核设施安全体系的重要组成部分,随着我国核电建设的不断发展,监测技术和能力也得到了长足的发展,但仍然存在一些问题。通过对低水平监测中存在的问题的分析,并调研美国和欧盟对此问题的处理方法,给出我国解决监测中探测限问题的思路和建议。

核燃料循环设施高效空气过滤器使用问题的探讨

核空气净化系统用于保护工作人员和公众免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体的危害。高效空气过滤器(HEPA)作为核空气净化系统的核心部件,是污染空间和环境之间的最后一道屏障,需要严格的测试以保证系统的有效性。本文梳理了民用核燃料循环设施(铀纯化/转化、铀浓缩、铀燃料元件制造、后处理)运行过程中放射性有害物质的特点,针对典型核空气净化系统研究了HEPA的特性与检测方法,分析了HEPA验收试验与监督试验中存在的问题,对审评和监督提出了相应建议。

基于DOE-STD-1027的核燃料循环设施危险分类方法的改进与应用

简要介绍了DOE-STD-1027规定的非堆核设施危险分类方法,分析了其应用于核燃料循环设施时存在的问题:用于计算存量阈值的释放因子取值不具有保守性,以及剂量转换因子取自较早版本的ICRP出版物,而ICRP在后续的出版物中更新了这些因子。针对以上问题,提出了用DOE-HDBK-3010-94或NUREG/CR 6410提供的释放因子以及最新的ICRP出版物提供的剂量转换因子,修正DOE-STD-1027中危险分类放射性物质存量阈值的计算方法。采用此方法计算了采用天然铀和回收铀原料的危险2类重水堆核燃料元件制造设施与UF_6处理设施的存量阈值。

乏燃料干式贮存设施辐射屏蔽计算

以干式贮存设施内部装载32组不同初始富集度、不同燃耗的乏燃料组件为研究对象,用MCNP程序,计算了不同冷却时间、不同位置处的中子剂量、γ剂量和总剂量,结果表明,随着冷却时间的延长,γ剂量率、中子剂量率和总的剂量率均在逐步减小。总的辐射剂量最大值出现在贮存设施表面活性段的中部,最大辐射剂量率约为2.47mSv/h,相当于核电厂辐射分区的高辐射区,应限制进入。为满足保护工作人员和公众所受剂量尽量低的要求,建议采取相关的措施例如增加屏蔽层厚度或者划定控制区域等,限制人员的进入。

铀燃料元件制造设施职业照射分析及改进措施

文章通过对我国某铀燃料元件制造设施职业照射数据的统计分析,并与国内统计数据对比,总结得出某铀燃料元件制造设施职业辐射防护中的薄弱环节,结合铀燃料元件制造设施的工艺生产现状及辐射防护特点,针对性地提出改进相关设备的密封性、改善操作的自动化水平,以降低工作场所气溶胶浓度和工作人员的居留时间,从而降低个人剂量的优化方案。

钍基ADS快热耦合次临界核系统初步研究

为补偿由于次临界反应堆的燃耗所损失的反应性,降低次临界反应堆功率对加速器束流的依赖,考虑钍的转换,给出了采用钍基燃料,液态铅-铋合金单一回路冷却、石墨慢化的ADS快热单向耦合次临界堆芯设计方案。结果表明:本设计方案实现了堆芯功率展平、中子单向耦合,延长了换料周期,并消除了空腔的不利影响;堆芯寿期内的温度反应性反馈为负效应,安全性高;堆芯具有较高的能量放大能力;堆芯寿期内k_(eff)变化不超过1.05%;所需加速器最大束流强度为4.21mA;堆芯的MA嬗变支持比可达15个百万kW级的PWR,嬗变能力强。

关于剂量约束概念的思考

现今,我国核电建设规模不断扩大,核技术利用项目快速发展,其辐射防护尤显重要。其中在核与辐射建设项目辐射防护的设计和审评中,对剂量约束概念的应用,还存在很多误解。本文从剂量约束概念的引入、发展和建立,到剂量约束概念的意思、作用和应用范围,以及剂量约束概念和辐射防护相关概念的关系,进一步阐述对剂量约束概念的正确理解。

国际原子能机构核动力厂辐射防护设计理念对修订《核电厂辐射防护设计》的启示

2005年,国际原子能机构发布了新安全导则——《Radiation Protection Aspects of Design for Nuclear Power Plants》。导则中强调的最优化概念的应用、最优化文化以及设计中的最优化的策略等概念,介绍的核动力厂退役中的源项、对公众剂量贡献比较重要的核素,提出的安全目标、关键居民组、人力资源等概念,对我国修订《核电厂辐射防护设计》有着重要的参考价值和指导性作用。

我国地方文献研究的回顾与思考

建国四十年来(1949-1989),我国图书馆界对地方文献的理论和实践开展了多方面的研究,并在总结地方文献工作实践的基础上,开始对地方文献的理论问题进行了有益的探讨。进入八十年代以后,我国地方文献研究更是以前所未有的速度发展起来,呈现出百花竞放的局面。但是,如何进一步拓宽和加深地方文献研究,正确估量地方文献学的学科地位和发展趋势,是地方文献工作者和研究者十分关注的问题。下面旨在通过勾划出各阶段地方文献研究的状况,对我国地方文献研究工作提出一些设想,以便明确我国地方文献研究的发展方面。

美国能源部《非反应堆核设施安全分析编制指南》分析及对我国相关工作的启示

为规范和指导非反应堆核设施安全分析报告的编制,美国能源部发布了《非反应堆核设施安全分析编制指南》,分析该指南的主要技术内容,并给出借鉴该指南修订我国相关法规、导则及开展概率安全评估(Probability Safety Assessment,简称PSA)的建议。