核燃料循环设施锆屑火灾研究

锆是核燃料元件包壳的制造材料,核燃料循环设施涉及锆包壳磨削、剪切等工序,机械加工产生的锆屑极易燃烧。国内外核燃料循环设施中,锆屑着火事件时有发生,对设施造成严重危害。核燃料循环设施的消防安全是整个核安全体系中至关重要的组成部分,不仅包含常规消防相关内容,还涉及核安全。本文描述锆的燃烧特性,分析了典型案例,研究了国外相关安全准则,提出科学预防与合理设置灭火设施的建议,为降低核燃料循环设施锆屑火灾危害打下了基础。

铀加工与燃料制造设施公众剂量约束值最优化研究

以国内某一铀加工与燃料制造设施(简称A厂)为例,分析了影响铀加工与燃料制造设施公众剂量约束值最优化的各种影响因素。使用工程判断和多属性效应函数分析方法,综合考虑了关键居民组个人有效剂量、公众集体有效剂量、废物治理费用和公众反应等因素的影响,计算出了不同影响因素权重值情况下铀加工与燃料制造设施公众剂量约束值的最优值,并通过最小二乘法拟合得出剂量约束值最优值与最大效用函数关系曲线。最后采用加权平均计算出铀加工与燃料制造设施公众剂量约束值优化管理目标值的平均值。严格来说,此值的确定依赖于各因素的权重因子,因此这不是"最优解",只能说是一种折衷的"满意解"。

铀加工与燃料制造设施工作场所铀气溶胶浓度分析方法

目的建立一种适用于铀加工与燃料制造设施工作场所铀气溶胶样品采集、干法灰化处理、实验室激光-荧光法测量的方法。方法通过优化试验,研究采样流量、样品pH值以及试验温度对铀气溶胶浓度结果的影响,并开展方法的检出限、精密度及加标回收率试验。结果在最佳试验条件下,方法检出限为0.025 ng/mL,以采集1 m^(3)气溶胶样品计最低检出浓度为1.25×10^(-3)μg/m^(3),测量结果相对标准偏差(RSD)<5%,加标回收率在96%~104%之间。结论方法检出限、精密度及准确度等满足铀加工与燃料制造设施工作场所铀气溶胶样品检测要求。

铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究

建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明,EJ/T 988-96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量;基于MCNP程序建模的计算方法,因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述,以及结果误差的可控性,使得计算结果更准确。因此,建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。

铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析

为分析UF6泄漏事故细节,包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为,基于UF6容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡,建立了UF6室内释放源项分析模型;采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF6泄漏事故进行了分析,得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化;同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量;以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。