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。

乏燃料干式贮存设施临界计算研究

以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象,用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)4C程序,通过改变贮存设施内外的水密度,采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明,在正常工况下,keff远低于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当水密度大于0.8 g·cm-3时,存在临界安全问题。然后选取适当的核素,通过使用ORIGEN-ARP程序,得到不同燃耗下核素的组成,在同一模型下考虑燃耗信任制,对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上,给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235 U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。

重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术

乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术,乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。

重水堆乏燃料干式贮存安全影响因素分析

重水堆乏燃料干式贮存安全受到贮存过程和环境中多种因素的影响,先通过安全工程技术层面的定性分析,揭示出各影响因素对乏燃料干式贮存安全的影响作用及其后果;再应用层次分析法(AHP)建立干式贮存乏燃料的QM-400模块安全运行层次结构模型,对贮存安全的构成要素和影响因素进行量化分析,得出了各影响因素的权重;然后根据权重进行重要度排序,将影响因素按照重要度划分为3个等级,进而提出了乏燃料干式贮存安全管控分级实施的策略。

压水堆乏燃料干式贮存潜在事故的前瞻性分析

基于预防事故、促进安全的考量,对我国正在起步的压水堆乏燃料干式贮存的潜在事故进行了前瞻性研究。采取预先危险性分析方法,分别对准备、运输和贮存3个工艺区域的潜在事故及其风险因素、触发条件和事故概况进行分析,得出各项事故的危险性等级;再分别对潜在事故进行后果分析和概率分析,得出各类事故的后果类别和概率类别;然后求出各项事故的风险指数,推定出外照射、衰变热移出受阻、起重机械事故所致的放射性物质泄漏和辐射屏蔽减效等4类事故的风险是不可接受的,内照射与极端灾害事件所致的放射性物质泄漏、辐射屏蔽减效和氢气爆炸等4类事故的风险是可接受的,可作为一项基础性的安全防范依据,应用于压水堆乏燃料干式贮存设施的决策、规划、设计、建设及建成后的运行管理。

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。

压水堆乏燃料干式贮存的安全考量

通过对压水堆乏燃料干式贮存的准备、运输和贮存三个工艺区域的设备设施、操作过程和环境及其潜在的危险因素的研究,重点针对作用于干式贮存设施的临界安全、放射性物质的包容、衰变热的移除和辐射防护的影响因素开展分析,提出了针对性的防控对策;同时总结了秦山第三核电厂重水堆乏燃料干式贮存实施过程安全操作和管理的经验。研究成果可为解决压水堆乏燃料干式贮存设施的规划、设计、建设和运行过程有关安全问题提供思路。

退役核燃料干式贮存混泥土护箱受高温作用之效应研究

退役核燃料干式贮存设施主体由混凝土构成,混凝土得在长时期内承受残余核燃料释出的衰变热,加上台湾地区特殊的环境气候条件,混凝土材料可能产生劣化。依据核能安全混凝土结构物的材料规定的配比,我们制作了混凝土试样,用实验室模拟法研究干式贮存混凝土护箱在高温环境作用下可能出现的损害或劣化,甚至耐久性变差等。利用非破坏性检测方法(超音波试验、动弹性模数试验及反弹锤试验等),观察混凝土受持续高温作用下的结构致密性及内部是否产生裂缝,而影响混凝土的质量及耐久性安全。研究结果表明,混凝土干式贮存设施在高温(94℃)长期作用下,其抗压强度所受影响有限,不致损及混凝土结构承载之能力;其超音波波速及动弹性模数在初期会略有降低,而后趋于稳定;混凝土受热环境作用后体积产生收缩,且温度越高收缩量越大,但不随受热历时增加而再有明显收缩;就抵抗高温作用而言,添加卜作岚材料的混凝土优于纯水泥混凝土。

乏燃料干式贮存模块的热应力分析

秦山第三核电厂采用MACSTOR型贮存模块(即QM-400)作为乏燃料中间临时贮存方式。干式贮存模块混凝土受到乏燃料持续的温度作用,会在结构内产生热应力。本文根据模块自身结构特点和热应力特点,对模型进行适当的简化,并采用线弹性方法进行热应力分析,显示了模块结构内部的应力分布特点,给出了热应力与其他荷载产生的应力的组合原则来确定设计应力,进行配筋设计。

压水堆装载MOX燃料以及引入干式贮存的燃料循环成本计算分析

针对压水堆装载MOX燃料以及引入干式贮存燃料循环情景,建立了燃料循环成本经济性计算模型,分别对基准情景、装载MOX燃料情景和引入干式贮存燃料循环情景进行具体计算,并就天然铀价格、贴现率对3种燃料循环模式的平准化发电成本的影响进行了敏感性分析,计算结果能为分析压水堆装载MOX燃料以及引入干式贮存经济可行性提供参考。

秦山第三核电厂乏燃料干式贮存设施竣工环保验收监测与评价

介绍了秦山第三核电厂乏燃料干式贮存设施项目的组成及设计。参照相关法规、规范,提出了该项目竣工环保验收监测方案,给出了竣工验收监测结果,并对监测结果进行了分析评价。在分析评价的基础上,对项目是否满足竣工验收条件给出了明确结论,对存在的问题提出了改正建议。

CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用

秦山第三核电有限公司(秦山三厂)建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施(简称QM-400模块),采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。其设计方案过于保守,且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。因此,本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。采用一维流体瞬态程序CATHENA建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝土固体导热模型,并以试验数据为基础对该模型进行修正,完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。同时采用三维流体计算的CFD程序对QM-400模块独立建模,实现对CATHENA程序的独立验算。取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存模块的设计建造,提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。

乏燃料干式贮存模块的屏蔽计算

秦山第三核电厂2台机组40 a设计寿期内产生的乏燃料采用干式贮存。使用屏蔽程序对乏燃料干式贮存模块进行建模,通过模拟计算获得模块周围和实物保卫区的剂量率;并根据剂量率限值要求,对模块进风口附近工作的人员提出了屏蔽防护措施的建议。计算得到模块附近的剂量率水平,为工作人员安全提供了保障,为乏燃料干式贮存模块的安全运行提供了参考。

切尔诺贝利核电站第一罐乏燃料转入干式中间贮存设施

乌克兰切尔诺贝利核电站第一罐乏燃料转入到核电站乏燃料中间贮存设施(ISF-2)。ISF-2是世界上最大的干式乏燃料中间贮存设施,使用寿命至少有100年。

乏燃料干式贮存是中期内一种经济的解决方案

【法国《能源快报》1996年6月17日第6596期报道】 乏燃料从核反应堆中卸出暂时贮存于水池之后,可以在核电站场址干式贮存设施中安全储存,而只需要简单的监测。法马通公司将给贮存能力已饱和的亚美尼亚梅察莫尔核电厂提供这种贮存模式。当水池中乏燃料的放射性衰变得足以使其余热可通过自然对流的方式容易地排放时,乏燃料则可以干式贮存于惰性气体中。这是乏燃料已在水池内贮存3—5年后的情况。

重水堆乏燃料棒束元件脱落事件的研究与处理

重水堆核电站乏燃料棒束在进行干式贮存时,出现棒束单根元件掉落事件。为探索乏燃料棒束元件掉落的原因,从燃料棒束焊接缺陷、人员操作失误及操作工具造成意外冲击这三个主要影响因素着手开展调查。通过调查与试验,并结合国外重水堆核电厂的相关经验,确认操作工具是主要影响因素。具体原因为专用工具部分零件磨损严重,导致关键部件配合间隙超标,工具与乏燃料配合尺寸偏小,使棒束元件受到额外的径向冲击而脱落。

日企提交乏燃料干式贮存设施建设申请

【日本原子力产业协会网站2018年5月30日报道】2018年5月25日,日本四国电力公司（Shikoku）向原子力规制委员会（NRA）提交申请,要求规制委评审其伊方核电厂乏燃料贮存设施建设计划。此外,该公司还向核电厂所在地的爱媛县和伊方町提交了申请。这座设施将在伊方核电厂厂区内建设,用于对乏燃料进行中间贮存.

我国首个核反应堆乏燃料干式贮存设施试运行

近日，秦山三核成功实施核反应堆乏燃料干式贮存设施装料试运行。试运行期间，工艺系统运转正常，人员操作技能和相关运行规程满足要求，工作人员辐射剂量远低于设计值。