燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析 被引量：13

1

作者 谢永诚 姚伟达 姜南燕 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期139-147,共9页

反应堆堆芯燃料组件是核电厂中的核心部件,在核电厂地震和失水事故联合作用下进行详细动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全评审的要求。本研究重点是在近20年有关燃料组件地震加失水事故下反应分析和试验研究基础上进行的综合性研究... 反应堆堆芯燃料组件是核电厂中的核心部件,在核电厂地震和失水事故联合作用下进行详细动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全评审的要求。本研究重点是在近20年有关燃料组件地震加失水事故下反应分析和试验研究基础上进行的综合性研究,形成完整的分析和评定系统。该研究成果已成功地应用在秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万千瓦级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。 展开更多

关键词 失水工况 结构动力反应 反应堆 燃料组件 地震 安全 设计 核电厂

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压水堆核电站燃料组件的破损及管理策略 被引量：8

2

作者 李田 张学粮 +1 位作者 谢杰 周国正 《全面腐蚀控制》 2015年第5期80-83,共4页

燃料组件完整性影响着核电站的安全性和经济性。燃料组件处于高温、高压、高放射性等特殊工况,经常出现破损情况。通过监测燃料组件包壳的运行状况,及时发现、修复或更换破损燃料组件,可避免造成更大安全隐患和经济损失。编制破损燃料... 燃料组件完整性影响着核电站的安全性和经济性。燃料组件处于高温、高压、高放射性等特殊工况,经常出现破损情况。通过监测燃料组件包壳的运行状况,及时发现、修复或更换破损燃料组件,可避免造成更大安全隐患和经济损失。编制破损燃料组件管理策略已成为压水堆核电站必要的工作。 展开更多

关键词 燃料组件 破损 管理策略 检查方法

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燃料组件非预期受力后的检查及评价策略

3

作者 王思杰 林锘涵 +2 位作者 邓志新 代前进 邹森 《中国核电》 2024年第1期112-116,共5页

燃料组件在转移过程中存在受到非预期力的风险,近年来各核电厂也有燃料组件在乏池转移过程中受到非预期力的事件发生,因此对此类事件的检查及评价策略进行研究是必要的。本文分析了燃料组件受到非预期力后对于堆芯正常运行存在的潜在影... 燃料组件在转移过程中存在受到非预期力的风险,近年来各核电厂也有燃料组件在乏池转移过程中受到非预期力的事件发生,因此对此类事件的检查及评价策略进行研究是必要的。本文分析了燃料组件受到非预期力后对于堆芯正常运行存在的潜在影响,并针对相关影响提出了类似事件的系统化检查流程及目的。采用外观检查、阻力塞及控制棒配插试验、离线啜吸检查、受力分析等手段,以确认需回堆燃料组件的结构完整性。本文提供的检查方式为避免此类事件发生以及类似事件处理提供了系统性的支持,具体事件的处理可根据现场情况开展。 展开更多

关键词 相关组件 燃料组件 外观检查

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Inconel 718合金辐照损伤研究进展

4

作者 杨大伟 钱进 王鑫 《稀有金属》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期552-563,共12页

Inconel 718合金是一种在核能领域广泛应用的耐高温,耐腐蚀的材料。在反应堆中,燃料组件是其核心部件,而材料的辐照损伤研究是保证燃料组件安全和可靠运行的重要一环。反应堆材料经过辐照后不仅引起材料的微观结构发生变化,而且会导致... Inconel 718合金是一种在核能领域广泛应用的耐高温,耐腐蚀的材料。在反应堆中,燃料组件是其核心部件,而材料的辐照损伤研究是保证燃料组件安全和可靠运行的重要一环。反应堆材料经过辐照后不仅引起材料的微观结构发生变化,而且会导致材料力学性能改变。Inconel718合金是一种典型的镍基合金,具有高强度、耐高温、抗蠕变和抗氧化性能等多重优势,在反应堆材料中被广泛应用。辐照后的Inconel 718合金会产生缺陷,如位错环、空位、间隙原子、气泡、位错线等,引起材料的物理、机械性能变化。从反应堆材料辐照损伤的角度综述Inconel 718合金在离子、质子和中子辐照等方面的研究进展,为开发新的抗辐照合金以及探索不同辐照方式对该合金的影响提供数据支持。 展开更多

关键词 燃料组件 辐照损伤 Inconel 718合金 研究进展

原文传递

基于优化方法的燃料组件简化梁模型材料参数等效研究

5

作者 冯璇 郭严 +5 位作者 李康桥 梁国鹏 肖长江 卢梦凯 管官 梅跃 《计算机辅助工程》 2023年第4期13-17,共5页

为解决分析燃料组件精细化实体模型某些力学行为时消耗计算资源庞大且费时费力的问题,基于一定的假设和简化,采用优化算法建立与燃料组件实体模型等效的二维半精细化四梁模型和三维简化单梁模型。采用优化方法等效二维半精细化四梁模型... 为解决分析燃料组件精细化实体模型某些力学行为时消耗计算资源庞大且费时费力的问题,基于一定的假设和简化,采用优化算法建立与燃料组件实体模型等效的二维半精细化四梁模型和三维简化单梁模型。采用优化方法等效二维半精细化四梁模型到三维简化单梁模型刚度和密度。结果表明:在相同载荷边界条件下,加入优化迭代出的材料参数结果进行计算后,等效的三维简化单梁模型与二维半精细化四梁模型的位移及1阶模态特征值基本一致。采用该二维半精细化四梁模型到三维简化单梁模型等效的优化方法可行,提高了开展全堆芯模型某些力学分析的计算效率。 展开更多

关键词 燃料组件 简化梁模型 材料参数 优化 等效 计算效率

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刚性截面族附加质量系数的面元计算方法及其在燃料组件中的应用

6

作者 王麒均 张德春 +1 位作者 李鹏 王骏 《应用数学和力学》 CSCD 北大核心 2023年第2期133-140,共8页

基于面元法发展了适用于计算具有任意复杂外形的刚性截面族附加流体质量系数的数值方法,并将其应用到压水堆燃料组件的计算中,分析了1×5组件抗震试验中由组件位置偏差所引起的附加质量系数变化规律.结果表明:该方法能解决具有复杂... 基于面元法发展了适用于计算具有任意复杂外形的刚性截面族附加流体质量系数的数值方法,并将其应用到压水堆燃料组件的计算中,分析了1×5组件抗震试验中由组件位置偏差所引起的附加质量系数变化规律.结果表明:该方法能解决具有复杂连续边界的刚性截面族附加质量系数计算问题;相较于组件间间隙,围板与组件间隙对质量系数的影响占主导;无论存在何种位置偏差,任意一组件在所有组件和围板上产生的沿假设运动方向与垂直假设运动方向上的附加质量系数之和分别近似为−1和0. 展开更多

关键词 刚性截面族 附加质量 面元法 燃料组件 位置偏差

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燃料组件的地震和失水事故响应——FAMSAP程序的应用 被引量：3

7

作者 张重珠 张忠岳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期353-358,共6页

在地震和失水事故下堆芯燃料组件的动力响应程序——FAMSAP主要由两个程序块组成,并包括一个绘图程序,即: FAMSAP=FAMREC+FAFRES+绘图程序其中FAMREC程序块是美国核管会主持开发的程序。FAFRES和绘图程序是根据具体需要研究编制的程序... 在地震和失水事故下堆芯燃料组件的动力响应程序——FAMSAP主要由两个程序块组成,并包括一个绘图程序,即: FAMSAP=FAMREC+FAFRES+绘图程序其中FAMREC程序块是美国核管会主持开发的程序。FAFRES和绘图程序是根据具体需要研究编制的程序块。文章阐述了FAMSAP的功能和它所应用的模型,同时简要列出用此程序帮助上海核工程研究设计院计算的秦山核电厂燃料组件动力响应的部分结果作为示例。 展开更多

关键词 燃料组件 地震 冷却剂丧失 程序

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燃料组件精细化定位格架模型开发及评价 被引量：2

8

作者 刘伟 刘扬 +6 位作者 李捷 彭诗念 江光明 刘余 杜思佳 邱志方 邓坚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期197-202,共6页

为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架... 为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架引起的湍流交混效应,并将建立的精细化定位格架模型植入子通道分析程序(ATHAS),对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题进行计算分析。结果表明,本文开发的精细化定位格架模型能够提高燃料组件子通道内空泡份额和温度分布的预测准确性,为棒束通道流场、焓场计算和临界热流密度(CHF)预测奠定了基础。 展开更多

关键词 燃料组件 格架模型 湍流交混 子通道分析

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中国先进研究堆(CARR)工程燃料组件设计验证试验 被引量：2

9

作者 张建伟 宋立新 +1 位作者 康亚伦 张爱民 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第S2期11-13,20,共4页

中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃... 中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃料组件的设计和加工工艺是合理的,谈组件在反应堆实际运行条件下是稳定和安全的。 展开更多

关键词 中国先进研究堆(CARR) 燃料组件 设计验证试验

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新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的处理方法研究

10

作者 金渊 李伟才 +1 位作者 陈建新 周跃民 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第2期96-101,共6页

新燃料组件运输容器上的加速度计是用于监测燃料组件运输过程中的异常冲击。加速度计的跳离表示在运输过程中可能存在对燃料组件产生损坏的载荷。近年来,国内核电站发生多起新燃料组件运输容器的加速度计跳离事件。发生运输容器的加速... 新燃料组件运输容器上的加速度计是用于监测燃料组件运输过程中的异常冲击。加速度计的跳离表示在运输过程中可能存在对燃料组件产生损坏的载荷。近年来,国内核电站发生多起新燃料组件运输容器的加速度计跳离事件。发生运输容器的加速度计跳离事件后,需对事发燃料组件的机械完整性以及可用性进行评估,并判断其是否可入堆使用。本文在对加速度计的作用原理及加速度计跳离过程进行深入分析基础上,提出了一种新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的通用处理方法。利用该通用处理方法对某核电站近年来发生的新燃料组件运输容器加速度计跳离事件进行了处理,处理结果得到了业主的采纳。本文中提出的加速度计跳离事件通用处理方法,可为国内核电站后续加速度计跳离事件的处理提供重要的参考和依据。 展开更多

关键词 新燃料组件运输容器 加速度计 跳离 燃料组件

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研究堆新燃料组件铁路运输货包固定系统安全分析 被引量：1

11

作者 陈炜 窦海峰 胡志勇 《核安全》 2008年第4期33-36,共4页

研究堆新燃料组件放置在专用货包内采用铁路运输,货包用木板、螺栓等进行紧固。对紧固系统在正常情况和极端情况下的受力情况进行了分析。强度校核计算表明,货包的固定方式能够保证其即使在10g的加速度下也不会在各个方向移动。稳定性... 研究堆新燃料组件放置在专用货包内采用铁路运输,货包用木板、螺栓等进行紧固。对紧固系统在正常情况和极端情况下的受力情况进行了分析。强度校核计算表明,货包的固定方式能够保证其即使在10g的加速度下也不会在各个方向移动。稳定性校核计算表明,固定系统结构在此情况下也是稳定性的。实际运输监测中发现,全程最大加速度未超过10g,固定系统能够保障燃料组件运输容器的铁路运输安全。 展开更多

关键词 燃料组件 运输 固定 安全分析

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NHR-10堆芯的改进设计

12

作者 周胜 胡永明 郑文祥 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第6期56-58,共3页

介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2... 介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2换料方案使得每炉换料周期比较接近 ,并给出了改进设计结果。TRANP和 NNGFM程序计算结果表明 :改进设计后 ,Fxyz从 2 .997降到 2 .2 2 1,运行中的最大Keff从 1.0 5 6降到 1.0 37,Keff随燃耗的变化特性得到了很大改善 ,换料周期除第一个周期为 2 2 5 0 d外 ,后面的周期稳定在 175 0 d,更加符合工程需要。 展开更多

关键词 燃料组件 钆可燃毒物 供热反应堆 非均匀布置 换料方案 NHR-10堆芯

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燃料组件铁路运输栓系系统安全分析 被引量：1

13

作者 李海龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期700-703,共4页

某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输,燃料组件运输容器的代号为MTR-D,采用栓系系统固定运输容器。针对燃料组件运输容器MTR-D,已经完成了正常和事故条件下的安全性分析。为论证栓系系统是否满足强度方面的要求,是否能够保证货包不会前... 某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输,燃料组件运输容器的代号为MTR-D,采用栓系系统固定运输容器。针对燃料组件运输容器MTR-D,已经完成了正常和事故条件下的安全性分析。为论证栓系系统是否满足强度方面的要求,是否能够保证货包不会前后、左右以及垂直方向的移动,本工作采用经验公式,计算了运输过程中货包承受的力,同时校核了压紧螺杆的稳定性。计算结果表明,运输栓系系统能满足铁路运输燃料组件的要求。 展开更多

关键词 燃料组件 运输 安全分析

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微破损燃料组件离线检漏装置研制

14

作者 贾亚青 李成业 +2 位作者 李劲松 张劲松 程瑛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期82-85,共4页

为解决不能脱水的微破损已辐照浅燃耗燃料组件离线检漏的问题,进行了燃料组件检漏技术方案、抽气技术和检查工艺研究。利用低温吸附和抽气载带的方法,解决水中放射性气体的检测问题。基于以上研究成果研制了检漏装置,并进行试验验证。... 为解决不能脱水的微破损已辐照浅燃耗燃料组件离线检漏的问题,进行了燃料组件检漏技术方案、抽气技术和检查工艺研究。利用低温吸附和抽气载带的方法,解决水中放射性气体的检测问题。基于以上研究成果研制了检漏装置,并进行试验验证。该检漏装置对^(137)Cs检出限为0.5Bq/L,对^(85)Kr的检出限为19 Bq/L。 展开更多

关键词 燃料组件 离线检漏 微破损

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小型模块式轻水堆燃料组件临界热流密度研究进展

15

作者 解衡 朱淦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期320-331,共12页

小型模块化反应堆(SMR)在“双碳”大背景下具有广阔的应用前景,对实现能源低碳化转型和能源技术变革等方面具有重要意义。它与常规轻水堆(压水堆和沸水堆)相比堆芯设计差异大,主要表现在小型堆运行功率低、压力低、流速低、堆芯高度低... 小型模块化反应堆(SMR)在“双碳”大背景下具有广阔的应用前景,对实现能源低碳化转型和能源技术变革等方面具有重要意义。它与常规轻水堆(压水堆和沸水堆)相比堆芯设计差异大,主要表现在小型堆运行功率低、压力低、流速低、堆芯高度低以及功率分布更畸形等,从而导致水冷SMR燃料组件临界热流密度(CHF)研究面临更多难点和挑战。本文综述了CHF机理模型研究、经验关系式研究、子通道分析程序开发等三个方面的发展现状,分析了小型模块式轻水堆CHF研究的特点和难点,并以清华大学研发的一体化全功率自然循环小型压水堆NHR200-Ⅱ为例,介绍了其临界热流密度分析的关键方法研究。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆 NHR200-Ⅱ燃料组件 临界热流密度试验设计准则 临界热流密度预测方法 临界热流密度机理

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定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法 被引量：5

16

作者 吴中旺 张亚军 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第12期79-81,共3页

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备。根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法 ,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时 ,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中... 破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备。根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法 ,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时 ,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样 ,进行放射性测量和分析 ,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法 ,作者设计了 2 0 0 MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统。该设计既有国际同类设备的先进水平 ,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情 ,保证了 2 0 0 展开更多

关键词 安全 破损燃料组件 定位 堆芯啜吸法

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新燃料运输容器运输多根小型组件的跌落分析

17

作者 沈勇坚 沈光耀 +2 位作者 艾卫江 张振雨 陈秀明 《包装工程》 CAS 北大核心 2023年第13期285-291,共7页

目的通过跌落分析,确认STC容器可用于运输多根小型组件。方法设计一个可装载多根小型组件的运输内胆,并从外形尺寸、质量、安装方式、重心位置等维度对内胆组件和新燃料组件进行比较,从而明确运输多根小型组件时STC容器的跌落姿态——... 目的通过跌落分析,确认STC容器可用于运输多根小型组件。方法设计一个可装载多根小型组件的运输内胆,并从外形尺寸、质量、安装方式、重心位置等维度对内胆组件和新燃料组件进行比较,从而明确运输多根小型组件时STC容器的跌落姿态——与运输新燃料组件时一致。最后,比较STC容器在装载2种组件时的跌落分析。结果跌落分析表明,在各种工况下的跌落中,相较于运输新燃料组件,STC容器运输多根小型组件的变形量要小。结论通过内容物比对和跌落分析,证明了STC容器不仅可用于运输新燃料组件,还可以用于运输多根小型组件。该运输方案满足了跌落验收标准,确保了容器在各工况下跌落的闭合状态,从而提高了设计效率,节约了研制成本。 展开更多

关键词 STC 容器、跌落分析、小型组件、新燃料组件

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组件燃耗对堆芯裂变中子源参数的影响 被引量：2

18

作者 杨玉中 芮旻 章宗耀 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第3期201-203,共3页

在中子输运计算中,准确的裂变中子源是保证计算结果可靠性的前提和基础。随着组件燃耗的加深,235U等核素不断消耗,239Pu、240Pu、241Pu等核素不断积累,导致每次裂变产生的平均中子数ν和裂变释放的平均能量E也随之变化,裂变中子源的归... 在中子输运计算中,准确的裂变中子源是保证计算结果可靠性的前提和基础。随着组件燃耗的加深,235U等核素不断消耗,239Pu、240Pu、241Pu等核素不断积累,导致每次裂变产生的平均中子数ν和裂变释放的平均能量E也随之变化,裂变中子源的归一化因子随燃耗增加而增加。因此,在中子输运计算中,必须考虑组件燃耗对堆芯的裂变中子源参数的影响。 展开更多

关键词 组件燃耗 堆芯裂变中子源 中子输运计算

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燃料组件离线啜吸破损判定准则的优化 被引量：3

19

作者 钟波 《科技视界》 2018年第10期191-193,共3页

辐照后的核燃料组件若发生破损,则必须采取措施将其甄别出来,以免污染一回路水质,并影响下一循环装料,因此破损组件的检测是一项非常重要的工作,而燃料组件离线啜吸破损判定准则对破损组件的甄别至关重要,本文简述了离线啜吸检测的工作... 辐照后的核燃料组件若发生破损,则必须采取措施将其甄别出来,以免污染一回路水质,并影响下一循环装料,因此破损组件的检测是一项非常重要的工作,而燃料组件离线啜吸破损判定准则对破损组件的甄别至关重要,本文简述了离线啜吸检测的工作原理,重点阐述了国内核电厂主要的离线啜吸破损判定准则,并对其进行了优化,成功的运用在破损燃料检测工作上。 展开更多

关键词 燃料组件 离线啜吸 判定准则

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乏燃料水池内转运燃料组件时现场剂量偏高原因分析及处置措施 被引量：1

20

作者 石中华 邓志新 +2 位作者 廖泽军 张旭辉 王玲彬 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第S1期147-150,共4页

秦山第二核电厂2台机组某次大修卸料期间,在燃料厂房乏燃料水池内转运燃料组件时,现场剂量偏高。通过燃料组件破损检查分析及活化腐蚀产物检测、燃料组件上方水屏蔽层厚度计算和水屏蔽能力测量、乏燃料水池部分区域辐射屏蔽能力检测等... 秦山第二核电厂2台机组某次大修卸料期间,在燃料厂房乏燃料水池内转运燃料组件时,现场剂量偏高。通过燃料组件破损检查分析及活化腐蚀产物检测、燃料组件上方水屏蔽层厚度计算和水屏蔽能力测量、乏燃料水池部分区域辐射屏蔽能力检测等方面分析,找出了引起现场剂量偏高的原因:在机组大修卸料期间,装载井的水被排到燃料转运舱中,以符合卸料必备条件,由于失去了装载井中水的屏蔽作用,致使乏燃料水池靠近装载井区域屏蔽较弱,当燃料组件在此区域移动时,引起现场剂量偏高。针对此原因,采取了相应的处置措施,避免了这种现象的再次发生。 展开更多

关键词 卸料 转运燃料组件 剂量偏高 原因分析 处置措施

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