10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

10 MW高温气冷堆(HTR-10)在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.0×1016Bq,必须妥善处置。HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的乏燃料罐内,每罐可容纳2 000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内,在库内采取通风冷却。若干年后,通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方,再用大厅吊车从竖井吊至地面,最后用卡车运至最终贮存库。

我国高放废物地质处置研究

文章提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价一特定场址地下实验室一处置库“三步曲”式技术路线。计划目标是于 2 0 3 0～ 2 0 40年前后建成我国的高放废物地质处置库。处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料 ,处置库为竖井一坑道型 ,候选围岩为花岗岩 ,位于饱和带中。已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。该区地处戈壁 ,地壳稳定 ,人烟稀少 ,地质条件和水文地质条件有利。现已试验获取预选区大量深部地质环境参数。确定使用膨润土作为处置库的回填材料 ,已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土中的吸附、扩散数据 ,建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置。高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行 。

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq，因此正确实施乏燃料元件的贮存，减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。

10 MW高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制

文章主要介绍10 MW高温气冷堆(HTR-10)乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的结构、功能、设计参数和工作原理。实验室和现场安装后的调试试验以及实际运行操作表明,该机构运行良好、可靠,完全满足HTR-10的使用和安全要求。

离子液体浮选分离模拟乏燃料中的稀土元素

从乏燃料中高效分离稀土元素(中子毒物)是实现乏燃料再生循环利用的关键步骤。利用双有机相离子液体选择性浮选分离乏燃料中的稀土元素,使氧化铀和稀土氧化物几乎不被溶解,实现两者固相之间的分离,避免了二次废液的产生,具有节能和环保的双重意义。以2-乙基己基膦酸单-2-乙基己基酯(P507)为稀土元素的捕收剂、煤油或油酸为稀释剂,以1-丁基-3-甲基咪唑六氟磷酸盐([C4mim][PF6])和1-丁基-3-甲基咪唑双三氟甲烷磺酰亚胺盐([C4mim][Tf2N])两种离子液体作为浮选体系的另一相,优化得到了浮选分离稀土氧化物的最佳条件。结果发现:浮选分离去除率随着混合物中初始Nd含量以及浮选次数的增加而增加。另外,对所有稀土元素与U3O8分别组成的二元体系混合物进行了浮选分离研究,发现在相同条件下,该体系对不同稀土元素的分离也不同,浮选分离的去除率与稀土氧化物的密度有一定的相关性。在此基础上,利用浮选机开展了工艺化的初步探索,发现该浮选体系对Nd的去除率可达80%以上。

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统。转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽。通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性。

燃料抓取机抗震设计分析

燃料抓取机是燃料厂房内的主要吊装设备之一，位于燃料厂房乏燃料贮存水池上方操作。其功能是在燃料运输通道、乏燃料水池和装料池之间转运乏燃料组件。燃料抓取机虽为非安全级和非抗震类设备，但为防止其脱离轨道跌落后对其他安全级部件造成损坏或失效，抗震设计应确保其在安全停堆地震状况下不发生自身倒塌或脱离轨道跌落事故。故该设备具有抗SSE地震的要求。本文采用ANSYS的实体单元和梁单元组合建立燃料抓取机的有限元模型，通过静态分析和反应谱分析方法计算了抓取机在自重和SSE地震下的应力状态，并根据规范要求对其进行评定，验证了抓取机满足抗震鉴定要求。

压水堆核电站乏燃料元件γ扫描测量

在压水堆核电站乏燃料元件检验中,完成了4根完整元件棒、4根破损元件棒的γ扫描测量,元件燃耗分布在9 600～45 000 MW·d/t(U)之间,获得了完整元件轴向相对燃耗分布、破损元件^(137)Cs分布及迁移流失情况。结果显示,破损元件均存在不同程度的Cs迁移流失,破口处存在^(137)Cs计数突变(降低)。破损元件^(134)Cs/^(137)Cs原子比分布与相邻完整元件基本一致,表明^(134)Cs、^(137)Cs流失比例近似相等,可用^(134)Cs/^(137)Cs原子比表征其相对燃耗分布;破口处可通过低挥发性核素^(154)Eu计数水平判断燃料芯块是否缺失。检验结果可为燃料元件破损原因分析及堆内行为分析提供重要依据。

10-MWt固态钍基熔盐堆乏燃料贮存系统临界安全影响分析

10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料元件的贮存过程中熔盐附着燃料元件对贮存临界安全的影响。使用SCALE6.1的TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)模块对TMSR-SF堆芯建模并进行燃耗计算,使用MCNP对乏燃料贮存系统进行临界计算。分别考虑熔盐浸渗球形燃料元件和熔盐包覆在球形燃料元件表面两种典型情况下,熔盐附着对贮存系统反应性的影响。针对乏燃料贮存系统,以浸渗最大量,即熔盐体积是石墨体积的13.9%为前提,临界计算结果表明,熔盐浸渗入石墨基体贮存系统的反应性比熔盐包覆在球形燃料元件表面的贮存系统的反应性要大5%;与没有熔盐附着的情况相比,有熔盐附着的情况下贮存系统反应性要大15%。对乏燃料贮存系统的临界安全分析可知,两种典型的熔盐附着模型对贮存系统的反应性存在一定的影响,但无论是熔盐浸渗还是包覆,贮存系统仍处于次临界,意味着贮存系统在正常工况下是安全的。

压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统的抗震分析

压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统是压水堆核电站燃料厂房的主要核燃料操作设备,对其在地震工况下进行强度评定对保障核电站安全运行具有重要的意义。本文通过对百万千瓦级核电站燃料厂房核燃料转运系统进行有限元建模,针对该系统设备在异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下的动力特性进行计算;考虑地震工况下自重条件的不利影响,对大车横梁、小车横梁、吊桥及其车架等主要构件进行了整体应力分析,对螺栓、焊缝和指形钩等关键部位进行了局部应力分析。依据RCC-M规范对该系统设备的整体及局部构件进行了强度评定,结果表明燃料厂房核燃料转运系统各构件的强度均满足抗震要求。

卸料元件辐射场在辐射加工中的计量保证

用硫酸亚铁和重铬酸钾（银）剂量计，测量了卸料元件辐照场的剂量学性能，并根据该性能控制辐照条件，为辐照加工提供剂量保证。

秦山一期核电厂乏燃料元件扫描测量

乏燃料元件辐照后热室检查中,γ扫描测量作为无损检测手段之一,可以获得燃料辐照行为的相关信息,秦山一期核电厂乏燃料元件检验中,利用高纯锗γ谱仪完成了8根燃料元件棒γ扫描测量,元件燃耗分布在33 956~39 922 MWd/tU之间,获得了燃料元件轴向相对燃耗分布及燃料活性区堆积高度等数据。结果显示,采用0.5 mm精细扫描下,芯块与芯块间隙位置清晰可辩;燃料元件轴向燃耗总体呈现为两端低、中间平坦式分布,这与堆内中子注量分布相关,燃料元件格架处燃耗略低;燃料堆积高度较名义高度均有不同程度的增加,高度增长率在0.31%~0.90%之间;可用134Cs/137Cs原子比表征其相对燃耗分布。

基于有限元方法的CeCl3和NdCl3在LiCl-KCl熔盐中的电极动力学模拟

充分理解锕系元素和镧系元素在熔盐中的行为和性质是实现反应堆乏燃料熔盐电解后处理的关键,然而熔盐电解实验所需的高温环境、腐蚀性熔盐甚至放射性物质等条件限制了实验的广泛开展。为寻求一种低成本且可靠的获取元素在熔盐中性质的途径,采用有限元方法在不同温度下模拟了不同浓度的三氯化铈和三氯化钕在LiCl-KCl熔盐中的循环伏安曲线,并与实验数据做了对比。结果表明,有限元方法能够较为准确地反映实际电化学过程,继而为乏燃料熔盐电解后处理提供数据支持。

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析

10 MW高温气冷堆 (HTR- 10 )在设计寿命内共卸出约 9万个乏燃料元件 ,其放射性裂变产物的活度高达 1.0× 10 1 6Bq,必须妥善处置。HTR- 10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中 ,每个容器可以接受 2 0 0 0个乏燃料元件 ,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内 ,在贮存库内采取通风冷却。文中对放射性核素释放 ,临界安全和辐射屏蔽等方面进行了分析 。

高温气冷堆乏燃料分析实验室设计与设备研究

针对我国高温气冷堆乏燃料研究设施的空白,研究设计了专门用于高温气冷堆球形燃料元件辐照后性能研究的乏燃料分析实验室和专用工艺设备。基于球形燃料元件与包覆燃料颗粒的特殊结构,所设计的乏燃料分析实验室包括5间热室、6个手套箱和辅助设施,研究设计了专用的工艺实验设备,能够对辐照后的高温气冷堆燃料元件和包覆燃料颗粒进行宏观检查、燃耗测量、元件解体、模拟事故条件加热、辐照微球γ测量分析破损率,通过金相显微镜和扫描电镜进行微观结构分析,开展燃料元件的辐照失效机理研究。