摘要：绝大多数的特种可裂变材料钚均存在于商用乏燃料组件中,在核保障领域,对于乏燃料组件中钚含量的核实显得尤为重要。为分析计算乏燃料组件中易裂变核素钚的含量,以31组AFA-2G典型压水堆乏燃料组件为研究对象,通过分析核燃料在反应堆运行过程中的U-Pu循环燃耗链的特点,分析计算了乏燃料组件中主要同位素的含量和固有中子本底,同时利用蒙特卡罗模拟方法计算了239Pu等效质量的等效系数。本文工作为中子质询乏燃料组件易裂变核素含量非破坏性测量的方法研究及测量装置的设计打下了基础。

摘要：为实现乏燃料组件提升和翻转动作同步进行,本文设计了基于双导轨提升翻转同步机构的提升翻转机,并在结构中设置安全防坠单元,保证紧急情况下乏燃料组件的安全性。为进一步保证乏燃料组件在提升、下降正常工况和钢丝绳断裂异常工况下的结构安全问题,以双导轨提升翻转同步机构为研究对象进行了动力学仿真分析,使用ADAMS软件分析其多体机械系统关键部件的运动规律与运行中复杂的受力特性,获得了不同工况下设备运行全程的速度及加速度特性曲线。结果表明:双导轨提升翻转同步机构工作时乏燃料组件所受的冲击力小于10 kN,翻转提升过程中翻转料仓的速度波动小于10%,仿真结果验证了系统设计的合理性和可行性。

摘要：应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。

摘要：钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中,散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布,特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值,本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型,以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比,验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较,证明了程序更具有保守性。另外,比较了均匀与非均匀加热两种情况下的温度分布,分析了加热功率、表面发射率对温度的影响。

摘要：核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明:在目前核电厂乏燃料组件中,235 U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55GW.d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。

摘要：在钠冷快堆中,为减少在乏燃料贮存池内和后续运输途中对周围环境的放射性污染,需要有效地识别出清洗阱内的破损乏燃料组件。结合乏燃料组件清洗工艺,根据包壳破损特征核素的特性和本底放射性水平,设计了有效的包壳破损探测方法,并探讨了包壳破损的判定依据,以可靠地识别出钠冷快堆各种不同性质和不同时期破损的乏燃料组件。

摘要：核燃料在核电厂经过裂变反应后,成为具有高放射性的乏燃料。乏燃料被运送至乏燃料后处理厂后,会被放入乏燃料准备水池。当进行首端处理时,使用提升机将乏燃料组件从水下提升至剪切热室下方,以备后续处理。组件提升机是乏燃料首端处理的核心设备。文章从组件提升机结构特点入手,剖析液压缸、提升小车和机架等关键零部件的作用、制造技术难点,提出切实可行的解决方案,抓住影响设备性能和精度的关键点进行严格、有效的质量管控和风险防控,同时制作专用试验台架来模拟现场实际工况,以测试组件提升机的整体性能。试验结果表明,提升机的各项性能和技术指标均满足设计要求,充分证明了制造工艺的合理性和质量的可靠性。

摘要：压水堆核电厂乏燃料水池中内的乏燃料组件持续释放衰变热,由冷却系统对其持续冷却以控制乏燃料水池水温低于技术规范限值50℃。因此衰变热的计算对冷却系统的设计至关重要。文中以CPR1000机组的乏燃料组件为研究对象,采用ORIGEN/S程序,开展乏燃料组件燃耗计算和放射性核素衰变计算,并分析了含钆量对乏燃料水池衰变热的影响规律。计算结果表明:乏燃料组件含钆量越高,其衰变热越大;为了确保乏池冷却能力的设计的保守性和安全性,需要考虑含钆棒对燃料组件衰变热的影响。

摘要：为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。

摘要：本文介绍了利用三维蒙特卡罗输运程序MCNP对中国实验快堆(CEFR)乏燃料贮存系统进行的临界安全评价.在计算中，充分利用MCNP强大的三维几何描述功能，建立了细致的非均匀计算模型，根据核安全法规评价了各种事故情况下的临界安全问题、本文的计算和分析为CEFR乏燃料贮存系统设计的临界安全提供了理论依据。