截短型燃料组件堆内贮存临界安全分析

研究堆和临界装置运行安全规定正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 研究堆和临界装置运行安全规定（〔８８〕国核安法字０７６号１９８８年８月国家核安全局发布）本规定自发布之日起实施。

本规定由国家核安全局负责解释。

１引言１．１研究堆和临界装置（以下称反应堆）的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。

本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题，本规定适用于反应堆全寿期，包括修改和更新。

１．２本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。

其目的是保证在反应堆运行过程中，不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。

１．３根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定，国家对反应堆实行许可证管理制度。

本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。

１．４本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。

２监督管理职责２．１反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。

２．２反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。

２．３反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。

２．４为保证反应堆的安全运行，国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。

２．５国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为：（１）审批颁发反应堆运行许可证；（２）核准并颁发操纵人员执照；（３）审查批准反应堆运行限值和条件；（４）核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件，是否履行所有与安全有关的其它职责，必要时从安全出发采取强制性行动，包括命令反应堆停堆和修改。

２．６反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求，递交或提供下列文件和资料：（１）安全分析报告（见３．１条）；（２）运行限值和条件（见５．１条）；（３）有关偏离运行限值和条件的报告（见５．７条）；（４）定期试验和检查计划（见６．３条）；（５）定期试验和检查结果（见６．６条）；（６）运行规程（见８．１条）；（７）调试大纲和调试阶段审查报告（见１１．１条）；（８）调试试验结果（见１１．４条）；（９）属于安全范畴内的修改方案及其审核意见（见１２．１条）；（１０）反应堆应急计划（见１４．１条）；（１１）质量保证大纲（见１６．２条）；（１２）废物管理大纲和有关文件（见１７．１条）；（１３）排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程（见１７．４、１７．５条）；（１４）人员配备、资格审查、培训和再培训大纲（见５．７、７．７条）；（１５）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录（见９．６条）；（１６）人员受照射的报告（见１３．７条）；（１７）退役计划（见１８．２条）；（１８）其他有关资料。

核电站燃料组件的破损及管理分析摘要：在核电站运行中，燃料组件的完整性对电站的经济性以及安全性有着至关重要的影响。

由于燃料组件所处环境的特殊性，很容易出现燃料棒破损的情况。

在本文中，将就压水堆核电站燃料组件的破损及管理策略进行一定的分析研究。

关键词：核电站；燃料组件；破损；管理1 引言燃料组件是构成反应堆的核心部件，是原子核裂变反应的主要场所。

裂变反应在产生巨大能量的同时，也会产生着大量的放射性物质。

正常情况下燃料包壳足够包容这些放射性物质，阻挡其泄漏到反应堆冷却剂中，从而避免对厂区内外部环境产生影响。

然而，在高燃耗、长循环、频繁调峰等工作需求下，燃料组件的破损不可能完全避免。

对此，开展组件包壳破损情况的监测，分析破损机理，做好组件破损情况的管理策略，对核电站的平稳安全运行有着重要的意义。

2 主要破损类型在全球核电70多年的发展历程中，防止燃料组件包壳的破损一直是各国关注的重要课题。

经过长期的研究发现，燃料包壳发生破损主要有以下形式：2.1 燃料棒弯曲变形燃料棒的弯曲或变形是一种较为直观的破损形式。

对于燃料棒来说，如果在使用中受到碰撞或者应力影响，则将导致弯曲、变形情况的产生。

第一，压紧弹簧失效。

压紧弹簧主要起到是固定燃料组件的作用，若压紧弹簧在使用时发生疲劳破损，则将致使燃料组件在冷却剂的冲击下发生蹿动，从而因磨损碰撞使燃料棒出现弯曲或者变形情况；第二，操作不当。

在装卸料过程中，若燃料组件没有完全提升到位，而装卸料机此时横向移动，将会使燃料组件发生磕碰进而弯曲变形；第三，异物问题。

诸如燃料出厂时异物没有清理干净、在操作时落入燃料组件或压力容器中的小型工具、工作人员随身携带物以及堆芯内零部件的松动等均为异物的重要来源。

在堆芯运行时，在冷却剂冲击下会带动异物与燃料组件发生摩擦，而导致燃料包壳磨损，甚至破损。

2.2 燃料包壳变薄开裂燃料组件破损最常见的形式是燃料包壳的变薄或开裂。

燃料组件在堆芯中处于高温、高压、高辐射和高腐蚀的环境。

基于燃耗信任制的乏燃料贮存格架吸收体布置及其临界安全分析1. 引言1.1 燃耗信任制的概念燃耗信任制是一种基于信任和合作的能源管理模式，旨在优化资源利用、提高能源效率和减少对环境的负面影响。

其基本原则是通过建立信任和合作关系，实现能源生产、存储和消费的有效管理和调控。

燃耗信任制通过建立透明、公平、可持续的能源管理机制，促进各个环节的协作和共享，实现能源资源的高效利用。

在燃耗信任制下，能源管理者与能源使用者之间建立起互信关系，共同制定并执行能源管理政策和措施。

燃耗信任制强调信息的透明性和共享，通过有效的信息沟通和流通，促进各个环节的协作和共同努力，实现能源资源的最大化利用和最小化浪费。

1.2 乏燃料贮存格架的重要性乏燃料贮存格架是核电站中重要的部件之一，用于安全存放乏燃料。

乏燃料贮存格架的设计和布置至关重要，因为它直接关系到核电站的安全运行和辐射防护。

乏燃料贮存格架的布置需要考虑到空间利用率和燃料的安全性。

格架的设计要符合严格的标准和规定，以确保乏燃料能够被有效、安全地存放。

合理的布置可以最大限度地减少燃料间的相互影响，降低事故风险。

乏燃料贮存格架的重要性在于它是用来隔离和保护燃料的最后屏障。

一旦乏燃料被装入格架，就需要严格监控和管理，以确保其安全性。

格架的稳定性和耐久性对于长期贮存而言至关重要，任何失误或疏忽都有可能导致严重的后果。

乏燃料贮存格架的重要性不容忽视。

只有通过合理的布置和严格的管理，才能确保乏燃料的安全存放，保障核电站的稳定运行和周围环境的安全。

该文章将详细探讨基于燃耗信任制的乏燃料贮存格架吸收体布置及其临界安全分析，为核电站的安全运行提供重要参考依据。

2. 正文2.1 乏燃料贮存格架的吸收体布置乏燃料贮存格架的吸收体布置是确保核废物乏燃料在长期储存过程中安全稳定的重要环节。

吸收体是一种能够吸收中子的材料，通常是由硼、铌等元素组成的合金。

它的主要作用是吸收并减缓燃料产生的中子，从而控制核链反应的速度，减少放射性物质的放射性衰变。

乏燃料干式贮存技术比较分析洪哲;赵善桂;杨晓伟;何玮;潘玉婷【摘要】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.%There are two kinds of Spent fuel storage, wet storage and dry storage.Dry storage facility status of domestic and several main foreign countries was investigated in this paper.The technological characteristics of concrete silo and metal cask were studied and analysed.Some safety problems were pointed out about dry storage techonlogies.Finally, it is suggested to carry out some studies on dry storage facilities for spent fuel in the future combined with the needs for the away-from-reactor storage.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2016(015)004【总页数】7页(P75-81)【关键词】乏燃料;干式贮存;混凝土筒仓;金属容器【作者】洪哲;赵善桂;杨晓伟;何玮;潘玉婷【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL24截至2016年1月，我国投入运行的核电机组共30台，总装机容量约2800万千瓦，在建机组约24台，总装机容量约2600万千瓦［1］。

第44卷第5期2021年5月核技术NUCLEAR TECHNIQUESV ol.44，No.5May2021后处理厂乏燃料储运吊篮设计与分析梅华平杨国威段成君刘书勇（中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所合肥230031）摘要在后处理厂乏燃料贮存水池，采用吊篮储存和转运乏燃料组件可以提升转运能力，同时具有较好的安全性和经济性。

本文针对国内商业核电站服役使用的典型乏燃料组件结构参数，设计了可一次性装载8盒乏燃料组件的储运吊篮，利用SuperMC软件对满载乏燃料组件的储运吊篮进行了临界安全分析，再利用ANSYS有限元软件对其进行抗震分析。

临界安全分析结果表明：即使满载乏燃料组件的吊篮在无限大乏燃料贮存水池内紧密排列，贮存水池keff最高仅0.906；抗震分析结果表明：在0.3g设计地震震动加速度下，吊篮最大结构应力为7.92MPa，最大形变量为0.32mm，不影响其功能。

因此储运吊篮设计合理，可满足后处理厂乏燃料水池储运吊篮的基本安全要求。

关键词后处理，乏燃料，吊篮，燃料组件中图分类号TL248DOI:10.11889/j.0253-3219.2021.hjs.44.050603Design and analysis of the spent fuel transfer basket for the reprocessing plant MEI Huaping YANG Guowei DUAN Chengjun LIU Shuyong(Institute of Nuclear Energy Safety Technology,Hefei Institutes of Physical Science,Chinese Academy of Sciences,Hefei230031,China) Abstract[Background]The transportation capacity can be enhanced by using transfer basket in the spent fuel pool of a reprocessing plant.At the same time,the safety and economy of the spent fuel reprocessing can be reinforced by the transfer basket.[Purpose]This study aims to design transfer basket for typical spent fuel assemblies in China.[Methods]Based on the transfer requirements of spent fuel assembly in the reprocessing plant, the basket was designed to carry eight spent fuel assemblies as one time loading.Both criticality safety analysis and seismic analysis were carried out to evaluate the reliability of the basket by using SuperMC and ANSYS codes,respectively.[Results]The results of criticality safety analysis show that the keffof the spent fuel pool is only0.906 even if the baskets are closely arranged in the spent fuel pool.The results of seismic analysis show that the maximum stress of the basket is7.92MPa and the maximum deformation is only0.32mm under the seismic acceleration of 0.3g.[Conclusions]The above results show that the structure of the basket is reasonable,and meets the basic safety requirements of the transfer basket of a reprocessing plant.Key words Reprocess,Spent fuel,Basket,Fuel assembly早在20世纪80年代，我国就确定了走核燃料闭式循环的路线，为适应核电的快速发展，现阶段乏燃料后处理厂正在紧密筹建之中。