壓水堆核電站燃料管理燃料制造與燃料運(yùn)行

前言

本書是一部較全面闡述商用壓水堆核電站燃料循環(huán)、燃料管理、堆芯設(shè)計(jì)、燃料運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和燃料制造的專著。大亞灣核電站是我國第一座大型商用核電站。它的建成不但帶動了我國大型商用核電站的運(yùn)行和管理的自主化，而且通過大亞灣核電站的自主創(chuàng)新和不斷改革，帶動了我國堆芯設(shè)計(jì)、燃料管理和先進(jìn)燃料管理技術(shù)的較大的發(fā)展，同時也帶動了我國燃料組件制造工業(yè)的發(fā)展和進(jìn)步。本書從燃料循環(huán)、壓水堆核電站燃料管理和燃料運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)等方面闡述了國內(nèi)外的經(jīng)驗(yàn)，尤其是大亞灣核電站和嶺澳核電站的經(jīng)驗(yàn)。燃料、核燃料循環(huán)和燃料管理是商用核電站的核心技術(shù)環(huán)節(jié)之一，不但技術(shù)含量很高，而且對電站的經(jīng)濟(jì)效益有舉足輕重的作用。本書詳細(xì)描述了大亞灣核電站和嶺澳核電站在燃料管理方面的經(jīng)驗(yàn)，并詳細(xì)介紹了國外的經(jīng)驗(yàn)。作為我國百萬千瓦級的大亞灣核電站和嶺澳核電站，在核燃料技術(shù)方面一直在國內(nèi)外起著積極示范和表率的作用，在燃料管理方面大亞灣核電基地實(shí)現(xiàn)了三步走的戰(zhàn)略。第一步從AFA一2G燃料組件起步，經(jīng)過提高燃料富集度和濃硼系統(tǒng)改進(jìn)。實(shí)現(xiàn)了年上網(wǎng)發(fā)電能力140億千瓦時。第二步是實(shí)施18個月?lián)Q料，將燃料組件更換為AFA-3G燃料組件，并帶動國產(chǎn)燃料組件的升級換代。第三步是實(shí)施先進(jìn)燃料管理，采用高燃耗全M5AFA-3G燃料組件，大大提高燃料經(jīng)濟(jì)性，達(dá)到國際先進(jìn)水平，對節(jié)能減排的貢獻(xiàn)十分顯著，并同步帶動高燃耗先進(jìn)燃料組件全M5AFA-3G的引進(jìn)及國產(chǎn)化。

內(nèi)容概要

　　《壓水堆核電站燃料管理燃料制造與燃料運(yùn)行》是一部較全面闡述商用壓水堆核電站燃料循環(huán)、燃料管理、堆芯設(shè)計(jì)、燃料運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和燃料制造的專著。大亞灣核電站是我國第一座大型商用核電站。它的建成不但帶動了我國大型商用核電站的運(yùn)行和管理的自主化，而且通過大亞灣核電站的自主創(chuàng)新和不斷改革，帶動了我國堆芯設(shè)計(jì)、燃料管理和先進(jìn)燃料管理技術(shù)的較大的發(fā)展，同時也帶動了我國燃料組件制造工業(yè)的發(fā)展和進(jìn)步。　　《壓水堆核電站燃料管理燃料制造與燃料運(yùn)行》從燃料循環(huán)、壓水堆核電站燃料管理和燃料運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)等方面闡述了國內(nèi)外的經(jīng)驗(yàn)，尤其是大亞灣核電站和嶺澳核電站的經(jīng)驗(yàn)。燃料、核燃料循環(huán)和燃料管理是商用核電站的核心技術(shù)環(huán)節(jié)之一，不但技術(shù)含量很高，而且對電站的經(jīng)濟(jì)效益有舉足輕重的作用。《壓水堆核電站燃料管理燃料制造與燃料運(yùn)行》詳細(xì)描述了大亞灣核電站和嶺澳核電站在燃料管理方面的經(jīng)驗(yàn)，并詳細(xì)介紹了國外的經(jīng)驗(yàn)。

書籍目錄

緒論第一篇 壓水堆核電站的核燃料管理第1章 核燃料循環(huán)1.1 核燃料循環(huán)的前端1.1.1 鈾的開采和提煉1.1.2 鈾的轉(zhuǎn)化1.1.3 鈾的濃縮1.1.4 核燃料的制造1.1.5 核燃料前段產(chǎn)生的廢物1.2 核燃料循環(huán)的中段(運(yùn)行中的燃料)1.3 核燃料循環(huán)的后端1.3.1 乏燃料的運(yùn)輸和中間儲存1.3.2 后處理及廢物管理1.3.3 乏燃料的封裝1.3.4 廢物的最終處置1.3.5 钚及鈾的再循環(huán)1.4 CANDU型重水堆燃料循環(huán)第2章 壓水堆核電站的核燃料管理實(shí)例2.1 美國壓水堆核電站的基本情況及核燃料管理2.2 法國壓水堆核電站的核燃料管理2.2.1 法國的核電站2.2.2 法國的核燃料2.2.3 法國核電站堆內(nèi)燃料管理2.3 南非核電站的核燃料管理2.3.1 南非的核電站2.3.2 南非的核燃料管理2.4 比利時核電站及燃料管理2.5 韓國壓水堆核電站及核燃料管理2.6 日本的核電站及核燃料管理2.6.1 日本核電站概況2.6.2 日本核電站的運(yùn)行2.6.3 日本的核燃料工業(yè)2.6.4 日本的核燃料管理2.7 中國臺灣省壓水堆核電站的核燃料管理第3章 壓水堆核電站的核燃料管理原理與方法3.1 核燃料管理的過程3.1.1 濃縮鈾和零部件采購3.1.2 燃料組件的采購3.1.3 燃料組件制造3.1.4 換料設(shè)計(jì)3.1.5 堆芯核燃料起運(yùn)與裝載3.2 換料堆芯設(shè)計(jì)過程、內(nèi)容與方法3.2.1 燃料管理設(shè)計(jì)概述3.2.2 換料設(shè)計(jì)過程3.2.3 堆芯核設(shè)計(jì)3.2.4 堆芯熱工水力設(shè)計(jì)3.3 換料安全評價(jià)方法3.3.1 概述3.3.2 通用關(guān)鍵安全參數(shù)3.3.3 堆芯功率能力驗(yàn)證3.3.4 特定事故關(guān)鍵安全參數(shù)3.3.5 參數(shù)超限后的再評價(jià)和再分析3.3.6 換料安全分析檢查表第4章 大亞灣核電站的燃料管理4.1 核燃料供應(yīng)國產(chǎn)化和核燃料管理國內(nèi)自主化4.1.1 概述4.1.2 核燃料組件供應(yīng)國產(chǎn)化4.1.3 燃料管理國內(nèi)自主化4.2 大亞灣核電站的燃料管理改進(jìn)4.2.1 功率象限傾斜抑制4.2.2 安注濃硼系統(tǒng)改進(jìn)4.2.3 提高燃料富集度4.3 18個月?lián)Q料模式4.3.1 可行性研究4.3.2 18個月?lián)Q料必須采用的新設(shè)計(jì)技術(shù)和新燃料組件14.3.3 新燃料組件選則和使用要求4.3.4 AFA-3G燃料組件4.3.5 18個月?lián)Q料燃料管理方案的確定4.3.6 堆芯核設(shè)計(jì)和功率能力分析4.3.7 關(guān)鍵安全參數(shù)4.3.8 WRB-A和FC-2000CHF關(guān)系式4.3.9 用統(tǒng)計(jì)法(MSG)確定DNBR設(shè)計(jì)限值4.3.10 DRM和LOCA分析4.3.11 事故分析及安全裕量4.3.12 PCI分析4.3.13 長期低功率運(yùn)行模式4.3.14 提高核燃料的燃耗限值4.3.15 高燃耗下的彈棒事故分析4.3.16 運(yùn)行圖和保護(hù)圖4.4 延伸運(yùn)行模式4.4.1 延伸運(yùn)行的概述4.4.2 延伸運(yùn)行的目的4.4.3 延伸運(yùn)行的原理4.4.4 延伸運(yùn)行的特點(diǎn)、物理現(xiàn)象和限制條件4.4.5 延伸運(yùn)行的安全分析基礎(chǔ)4.4.6 延伸運(yùn)行期間修改的參數(shù)4.4.7 延伸運(yùn)行實(shí)施的準(zhǔn)備4.4.8 延伸運(yùn)行的實(shí)施4.4.9 延伸運(yùn)行的驗(yàn)證和評價(jià)4.4.10 結(jié)論4.5 P+3先導(dǎo)組件項(xiàng)目4.5.1 背景4.5.2 引進(jìn)Performance+3先導(dǎo)組件的目的4.5.3 Performance+3的主要特點(diǎn)和技術(shù)評價(jià)4.5.4 大亞灣核電站引入P+先導(dǎo)組件實(shí)施方案4.5.5 風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)4.5.6 結(jié)論及總體進(jìn)度4.6 24個月?lián)Q料模式第5章 嶺澳核電站的核燃料管理5.1 混合堆芯和提高燃料富集度5.1.1 嶺澳核電站投產(chǎn)初期燃料管理基本特點(diǎn)5.1.2 嶺澳核電站第二循環(huán)以后燃料管理面臨的問題5.1.3 嶺澳核電站混合核燃料堆芯與提升燃料富集度項(xiàng)目論證5.1.4 項(xiàng)目的實(shí)施5.1.5 經(jīng)濟(jì)性分析5.1.6 結(jié)論5.2 換料設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)5.2.1 象限功率傾斜超差及對策5.2.2 1號機(jī)組第三循環(huán)換料設(shè)計(jì)改進(jìn)5.3 延伸運(yùn)行5.3.1 背景5.3.2 項(xiàng)目分析論證5.3.3 儀表與控制準(zhǔn)備5.3.4 運(yùn)行準(zhǔn)備5.3.5 執(zhí)照申請5.3.6 其他方面5.4 先進(jìn)燃料管理5.4.1 背景與目的5.4.2 嶺澳核電站先進(jìn)燃料管理的策略5.4.3 燃料管理改進(jìn)的重要前提條件5.4.4 嶺澳核電站先進(jìn)燃料管理過渡的特點(diǎn)……第二篇 壓水堆核電站的核燃料組件的生產(chǎn)第三篇 壓水堆核電站的核燃料運(yùn)行

章節(jié)摘錄

插圖：后處理廢物的固化方案已經(jīng)通過幾個國家的安全當(dāng)局的審查和批準(zhǔn)。在钚、鈾提取之后，已使高放廢物的容積大為減少，但也附帶產(chǎn)生了低、中放廢物。隨著運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的積累，廢物容積呈顯著下降趨勢。還有進(jìn)一步降低容積的計(jì)劃。比如法國要深層處置的廢物預(yù)期將要從目前重金屬的容積1400L／t降為不到465L／t。1.3.2.B.1 流程廢物流程廢物主要是裂變產(chǎn)物和活性核素，其活度約占乏燃料總活度的99％。自1978年以來，這些廢物將處理成玻璃固化高放廢物（VHLW），其容積僅有115L／t。第二種流程廢物是外殼和端部固定結(jié)構(gòu)物，這些廢物用水泥固化并劃為中放廢物（ILW）。后處理廠運(yùn)行時，還有來自各自流程的流出物經(jīng)適當(dāng)處理后排人環(huán)境，它們是放射性水平很低的氣溶膠和液體，即低放廢物（LLW）。1.3.2.B.2 工藝廢物后處理廠運(yùn)行還產(chǎn)生以下廢物：使用過的設(shè)備和零件，變質(zhì)的溶劑，輻射防護(hù)用品。這些廢物包括液態(tài)的和固態(tài)的。液態(tài)廢物濃縮后通過瀝青固化（系1LW）或沉淀成固態(tài)廢物也可經(jīng)水泥固化（系LLW）或裝入金屬容器（系LLW）。1.3.2.B.3 廢物的中間儲存在大多數(shù)國家，在產(chǎn)生VHLW之后到最終處置前還要一段中間儲存時間。為此建有專門的設(shè)施。

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《壓水堆核電站燃料管理燃料制造與燃料運(yùn)行》由原子能出版社出版。

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