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。

一体化快堆全锕系核素循环的物理可行性分析

一体化快堆是一体化闭式循环快堆核能系统的简称,由钠冷快堆、金属燃料制造设施、乏燃料处理设施和废物整备设施组成,是快堆及其燃料循环系统的高级发展阶段,能够实现铀资源的高效利用和废物最小化,显著提升闭式核燃料循环的质量和效率。一体化快堆的最主要特征是核燃料的快速循环和多次循环,且核燃料的组成包括铀、钚和次锕系核素,可以称为全锕系核素循环。本文从反应堆核设计、燃料制造燃料成分控制方法、乏燃料处理回收率要求、燃料循环过程中物料辐射特性等方面,分析评估了一体化快堆全锕系核素循环的物理可行性。

国外乏燃料干法后处理设施进展

干法后处理技术具有介质耐辐照、临界风险低、工艺流程短、废物量小等特点,是核燃料后处理领域中适应性更高、处理对象更广的一种分离技术。干法后处理设施是实现干法后处理技术开发、验证和应用的关键场所。本文调研总结了国外干法后处理技术研发和示范设施进展,从设施建设背景、工艺基准流程、主要技术参数、设施布局设计和应用情况等多方面进行了分析和比较,并结合我国干法后处理技术发展现状和设想,提出了我国干法后处理设施发展建议。

多设备源项区域监测反演算法初步研究

在一些设备室和实验室中,可能存在同一区域布置多个带源项设备的情况。为了对同一区域内多个设备中的源项同时进行监测,提出了一种多设备源项的区域监测方法。该方法通过蒙特卡罗程序,确定各设备材料成分、几何尺寸及探测系统相关的响应矩阵,利用数值模拟或实验测量得到某工况下各探测器的探测响应计数,利用反演算法求解各设备的源项,实现对同一区域内多个源项的监测。数值模拟实验表明,该方法是可行的,能够实现对于区域内重点关注源项设备的监测,可缓解探测器中干扰的问题。

燃耗信任制技术在后处理厂中的应用

大通量后处理厂是动力堆乏燃料后处理经济性发展的必由之路,所处理乏燃料具有235U初始富集度高、燃耗深的特点,且单台设备处理量也很大,给工厂的临界安全设计和经济性带来了巨大挑战。文章借鉴国际先进后处理厂设计理念,结合连续溶解器和处理目标乏燃料的特点,提出了采用10个核素的锕系置信燃耗信任制等级的应用,并通过计算给出了溶解器处理燃料的燃耗限值、临界安全分析的接受准则等关键数据。成果表明,燃耗信任制技术在后处理厂的应用不但能从根本上解决工厂的重要核安全问题,还可以为工厂的经济运行带来诸多益处。

商用乏燃料后处理大厂设计燃耗浅析

燃耗参数是后处理厂设计的重要基础,涉及工厂处理乏燃料的类型、燃耗深度,影响工厂工艺、临界和辐射防护等专业设计,特别是工厂建设的经济性。中国核电堆型多样化发展,新燃料初始富集度略有不同,出堆乏燃料燃耗差异明显,商用后处理大厂的设计需考虑处理乏燃料的包络性、工厂的经济性和产品可应用性等问题,因此设计燃耗成为行业关注和讨论的重点。文章对中国商用后处理大厂拟处理机组的堆芯燃料管理方案进行研究,对出堆乏燃料的燃耗进行计算分析,就设计燃耗对中国商用后处理大厂的影响实施评价,给出商用后处理大厂设计燃耗建议。

“华龙一号”MOX燃料再循环方案可行性研究

针对堆后铀和分离钚在压水堆中的复用问题提出以“华龙一号”为应用目标的热堆铀钚混合氧化物(mixed oxide fuel,MOX)燃料再循环方案,设计了与“华龙一号”现用UO_(2)燃料组件等效的2种不同平均钚质量分数的MOX燃料组件,提出了MOX燃料组件中燃料棒的布置方案。进一步提出了“华龙一号”装载30%MOX燃料组件的堆芯管理方案,并通过计算验证了方案的可行性。计算结果表明,装载MOX燃料的反应堆慢化剂温度系数、停堆裕量、核焓升因子、热点因子、循环长度等关键参数均能满足“华龙一号”设计限值要求,证明在“华龙一号”堆芯中装载30%的MOX燃料组件是基本可行的。

K边界技术在热试验中的应用研究

针对我国首次开展的先进无盐二循环PUREX工艺流程动力堆乏燃料后处理热试验,通过混合式K边界密度计(HKED)测量分析了首端溶解液、1AF料液、1AP及1A槽各级样品中的铀/钚浓度;针对关键钚样品1AF分析,采用新的数据处理方法进行修正,引入对刻度因子有影响的铀浓度。结果表明,当样品铀浓度大于20 g/L,HKED对铀的测量精度小于0.7%,满足热试验样品铀浓度分析需求;方法优化了HKED的实验数据处理,提高了钚浓度分析的准确度,确保了关键数据的准确可靠,为工艺参数的及时调整和正常运行提供重要数据支撑,保障了工艺的安全、有效运行。

二氧化铀样品中氟、氯含量的测定

文章建立了测定二氧化铀样品中微量氟和氯的高温水解-离子选择电极法。采用高温水解法以湿润的氧气流将试样中的氟、氯元素以酸的形式挥发出来,经冷凝后,以氯化物和氟化物的形式捕集在缓冲溶液中。试样馏分采用离子选择性电极法分别测定氟、氯的含量。该实验完成水解时间及氧气流量检测条件的选择,同时得到二氧化铀样品中氟氯含量测定的实际应用。结果表明,二氧化铀样品中氟、氯测定结果的相对标准偏差分别为4.2%、5.5%。

裂变核能大规模可持续发展情景及几个关键问题

裂变核能大规模可持续发展需建立闭式燃料循环系统,闭式燃料循环有多种可能的模式。根据我国核能发展策略、已有基础和发展预期,设定了我国闭式燃料循环系统的发展情景,并评估其能起的作用。对于设定的发展情景,需要解决的几个关键问题,包括快堆及其燃料循环的技术路线选择、应提高燃料燃耗减少燃料循环次数、拟进行全锕系元素燃料循环、开发超级金属燃料元件是关键技术任务等。

REMIX燃料可行性与乏燃料特性分析

为验证REMIX(回收铀钚混合氧化物)燃料在典型M310堆型上的适用情况并评价其源项和释热特性,使用CMS程序包研究了REMIX燃料再生组件的堆芯物理特性,设计了合理可行的30%REMIX燃料堆芯燃料管理方案。以此为基础,分析了REMIX乏燃料中钚含量和天然铀节省量变化趋势,以及REMIX燃料在燃耗状态下的源项和释热特性,并与普通AFA3G组件乏燃料进行了对比。结果表明,5次REMIX再生循环是可行的,能够显著降低天然铀消耗量,具有较好的应用价值,同时也为后续REMIX燃料加工工艺设计以及整体经济性分析提供了必要的输入条件。

不同核燃料循环和技术选择的优点和可行性以及先进核反应堆的废物问题

《不同核燃料循环和技术选择的优点和可行性以及先进核反应堆的废物问题》报告已由美国国家科学院、工程院和医学院发表。许多先进的反应堆概念和设计正在世界各地处于不同的发展阶段,有望增加或潜在地取代美国的现有商业反应堆,几乎所有的商业反应堆都将在2050年达到目前许可的运行寿期。美国的反应堆几乎完全由轻水反应堆(LWRs)组成,在一次通过式(once-through)燃料循环中使用低浓缩铀(LEU)氧化物燃料。先进反应堆和相关燃料循环的开发人员声称他们的设计有几个优点,包括更强的经济竞争力,通过更好地利用自然资源和/或减少废物产生来减少对环境的影响,以及增强核安全和抗扩散能力。

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。

大型高分辨分段γ扫描装置的研制

文章描述了一台大型高分辨分段γ扫描装置。由近立体角三维自吸收校正模型计算自吸收校正系数ＣＦ（ＡＴ）与透射率Ｔ的函数关系。本装置设计了四位透射源轮和可调立体角的１３ｃｍ￣３ＨＰＧｅ探测器系统。采用￣（７５）Ｓｅ，￣（１６９）Ｙｂ作为透射源。扫描台架可容纳１─８０１已包装废物样品。借助于传感器、步进马达和马达驱动器以及计算机控制实现换源、档束器开闭、全自动分段旋转扫描和全自动数据获取与处理，并进行γ射线自吸收校正计算。对１１￣（２３５）Ｕ硝酸铀酰系列样品和￣（１９２）Ｉｒ硝酸溶液的系列样品进行了Ｋ值刻度。获得的Ｋ值平均标准偏差分别为±０．６２％和±０．４２％。该装置对测定中、低密度非均匀核返料、核废物中核材料含量或裂变产物含量有重要的应用价值。

分段γ扫描装置数据获取与处理软件系统的研制

报道了分段γ扫描装置（ＳＧＳ）的数据获取与处理软件系统的研制成果，该系统用于测量特种核材料的中低密度物质的铀和钚含量。分析了系统的组成结构，重点讨论数据获取及数据处理中的自动控制、数据获取、γ能谱分析、样品γ射线自吸收校正、铀钚含量计算软件以及用户界面软件的实现方法和程序设计。

中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考

中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限,仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点,配以先进核燃料循环系统,可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中,快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线,燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料;后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料,为快堆提供初装料,后续要尽快实现干法后处理,以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性;同时,还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下,我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。

压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究

建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具。以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2%235U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析。模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程。再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析。计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生。不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难。建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究。

后处理工艺Purex流程计算机模拟研究现状及展望

利用与Purex流程相关的基础数据,开展Purex流程计算机模拟研究并形成模拟程序,能够开展工艺条件分析和工艺优化工作,具有重要的应用价值。国外对于此类研究开展的较早,在分配比模型研究上形成了以Richardson模型为代表的半理论模型;混合澄清槽和脉冲萃取柱的计算机模拟也分别在全混模型和扩散模型的基础上开展了大量的研究工作,形成了较多的模拟程序。我国开展此类研究稍晚,仅在分配比模型和混合澄清槽模拟方面开展了部分研究工作,与国外存在较大的差距。

钍基先进CANDU堆燃料循环方式研究

在钍基先进CANDU堆的概念设计中,钍燃料的循环利用方式是一重要问题。文章采用中心两圈为钍燃料、外面两圈为稍加浓缩铀燃料的CANFLEX燃料棒束,通过对燃料棒束栅元物理特性的研究,提出了一套切实可行的直接自身再循环的燃料棒束循环方案。

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 。