简介：在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于^85Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10^-1mSv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15mSv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10^-6mSv,10km范围内公众集体有效剂量为3.75×10^-2人·mSv。

简介：有关铀燃料加工设施的建(构)筑物的抗震设计,中国核工业总公司已经发布了一个《铀燃料元件厂抗震设计分级》(EJ808-94)的行业标准。在标准中规定“对第一级建筑物和构筑物,地震作用按设计基准地震确定的地震力,抗震构造措施按设计基准地震提高一度设防。”也就是说,在铀燃料加工设施的建(构)筑物中,第一级建(构)筑物,地震作用按场地的设防烈度提高一度确定的地震力,抗震构造措施按场地的设防烈度提高二度设防。

简介：全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

简介：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：本文针对田湾核电厂铀-钆燃料的燃料管理策略,探讨了相关的主要安全问题。它主要包括燃料管理论证的范围、铀-钆燃料芯块熔化温度的限值、相关的事故分析以及铀-钆燃料设计运行经验。最后指出了对我国压水堆核电厂燃料管理的经验反馈。

简介：文章在研究二维条形码信息自动识别标准化的基础上,结合天然铀核燃料仓储管理工作的实际,提出了核燃料仓储管理中的标准需求,初步建立了核燃料仓储管理业务流程的信息模型,给出了核燃料容器和位置的编码规范、电子位置图二维仿真规范、核燃料仓储管理信息安全规范、核燃料容器移动最短路径计算方法等技术标准的草案,将实现核燃料在设施间调拨、入库存放、库间调拨、实物盘存、位置移动等关键管理环节的标准化,以提升核燃料仓储管理的能力和水平。

简介：水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。

简介：核空气净化系统用于保护工作人员和公众免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体的危害。高效空气过滤器(HEPA)作为核空气净化系统的核心部件,是污染空间和环境之间的最后一道屏障,需要严格的测试以保证系统的有效性。本文梳理了民用核燃料循环设施(铀纯化/转化、铀浓缩、铀燃料元件制造、后处理)运行过程中放射性有害物质的特点,针对典型核空气净化系统研究了HEPA的特性与检测方法,分析了HEPA验收试验与监督试验中存在的问题,对审评和监督提出了相应建议。

简介：

简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：在福岛核事故中，由于缺乏可靠的乏燃料水池仪表指示而影响了决策者对应急响应行动的部署，乏燃料水池的安全问题因此受到高度关注。福岛核事故后，各国通过经验总结对乏燃料水池仪表的可靠性提出了更高的要求。本文介绍了中关两国对于提高核电厂乏燃料水池仪表可靠性的相关要求以及美国发布要求的背景、命令的内容及达到的要求时间限期；分析了美国河湾核电厂对美国提高乏燃料水池液位仪表可靠性的响应行动；介绍了中国针对乏燃料水池液位仪表可靠性提出的要求，并对中美两国的改进要求进行了分析比较。

简介：高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。

简介：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

简介：

简介：在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：

简介：