中低放废物近地表处置顶盖设计与审评的计算机程序（HELP）的验证与应用

本文介绍了对美国环保局用于中低放废物近地表处置顶盖设计和审评的计算机程序ＨＥＬＰ程序的验证与应用。用本院包气带水分运移现场试验数据对ＨＥＬＰ程序进行了验证分析，结果表明ＨＥＬＰ程序的预测结果是合理的。用ＨＥＬＰ程序分析了我国西南地区条件下顶盖表面层厚度和表面层状况对顶盖中水分分布的影响，在此基础上对典型顶盖性能进行了模拟分析。模拟结果表明，顶盖表面植被对顶盖中水分分布影响很大，在顶盖设计中应充分重视；在潮湿地区，废物处置的安全性必须考虑处置系统的化学屏障作用。建议在今后的顶盖研究中，加入工程经济的内容，以实现顶盖设计的优化。     

快堆顶盖隔热保护装置传热性能的实验研究

通过实验研究了在液态金属快中子增殖堆中，主壳顶盖下部遮热体的组成形式对遮热体工作性能的影响。本文提出了一个考虑到使用经济性的遮热体组成方案，供建造我国第一座快中子堆（ＣＥＦＲ）时参考。另外，本文对取消遮热体而完全用强制对流冷却系统对堆顶盖施隔热保护的方案作了实验研究，给出了冷却流道平均Ｎｕｓｓｅｌｔ数计算公式，它对ＣＥＦＲ顶盖冷却系统的设计具有实用价值。     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

基于移动粒子法的快堆自由表面流体对容器顶盖冲击现象的数值模拟

快堆的主容器内存在自由表面流体，当发生长周期地震时，该流体的晃动有可能冲击到容器顶盖，对反应堆的安全造成威胁。文章引入移动粒子法——MPS方法来模拟流体的运动。在验证了该粒子法对于容器内自由表面晃动问题的准确性和有效性之后，进一步模拟了正弦三波激励下液面晃动对容器顶盖的冲击现象，得到的冲击压力可为容器结构完整性分析提供载荷。     

PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

国产化1000MW级压水堆核电站（PWR－1000XL）是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR－1000XL的设计寿命60年，核蒸汽供应系统的主要设计特点是：采用Performanc^ 燃料组件，换料周期18个月：堆芯平均线功率密度165．2W/cm，堆芯热工裕量大于15％，堆顶结构一体化，设置RPV顶盖事故排气系统，无测温旁路系统；稳压器容积45m^3，选用△75型蒸汽发生器和100D型主泵；采用破前漏技术，设置可燃气体控制系统；采用数字化仪表和控制系统。     

法马通先进核能公司为美国电力公司提供两个反应堆顶盖

【法国原子能委员会网站2003年10月20日报道】 法马通先进核能公司(Framatome ANP)分别为美国Exelon电力公司和Progress能源公司运营的三里岛1号机组和克里斯特尔里弗3号机组提供了反应堆顶盖。上述两份合同还包括相关设备供应和更换作业,总金额约3000万美元。 这两个反应堆顶盖由Framatome ANP的夏龙-圣马赛工厂制造,该厂是世界第一大核设备制造厂。Framatome ANP已提供了5个用于更换的反应堆顶盖,另签有10个顶盖的定单。该公司在美国反应堆顶盖更换市场占有58%的市场份额。 Framatome ANP设备部执行副总裁Bertrand Durrande说“更…     

快中子堆主壳顶盖环形空间自然对流的实验研究与数值模拟

快堆顶盖存在一些大小不同的环形空间,这些空间是由穿过顶盖结构的一次泵及热交换器构成的,并使环形空间内的氩气产生自然对流。用有机玻璃建造的实验台,模拟快中子堆主壳顶盖竖直环形空间,进行自然对流实验研究。同时,采用LVEL零方程湍流模型对自然对流进行了数值模拟,所获结果与实验数据基本吻合,表明该模型比常用的kε模型所得出的流型与文献中的和该实验的观测结果更加相符,也能够更加准确地预测环形空间内的温度场与速度场。     

比利时通用工业电力事业公司向法马通公司订购了一个新的压力壳顶盖

【法国《能源快报》 1998年 8月 2 0日报道】　 1998年 3月 ,在对蒂昂热核电站 1号机组进行定期检修工作和换料之后 ,比利时通用工业电力事业公司 (Electrabel)决定重换该堆压力壳顶盖 ,并从法马通公司订购一个新顶盖。事实上 ,对该顶盖的计划检查早已发现了顶盖内部部件裂纹。检查之后 ,Vincotte核联合会批准蒂昂热核电机组进行为期 6个月的运行。该电站领导部门将利用这段时间借鉴国际上的反馈经验研究长期的解决措施。实际上 ,在法国和西班牙的某些反应堆上曾纠正过这类故障 ,目前 ,该电站领导部门正就该机组今后几个月的运行方式与有关…     

基于模拟件-产品件方法研究反应堆压力容器顶盖与多个CRDM管座焊接残余应力

提出模拟件-产品件有限元数值计算方法研究反应堆压力容器(RPV)顶盖与多个控制棒驱动机构(CRDM)管座焊接的残余应力分布。进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法并进行优化,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算。将该方法用于包含2个非中心孔位置J型焊缝的RPV顶盖产品件焊接残余应力算。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,CRDM管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。     

被动式氚取样器性能的实验研究

目前被动式氘取样器在国外取得了广泛的应用，它是基于气体分子扩散或渗透原理采集空气中氘化水蒸汽（HTO）样品的一种方法。本文对被动式氘取样的工作原理从理论上进行了分析，用水所模拟实验测定了液闪计数瓶顶盖孔板直径分别为Φ2－10mm的几种取样器的扩散系数和等效取样流量，并在现场进行了初步应用。     

堆顶固定屏蔽的数值分析

堆顶固定屏蔽（图1）是堆坑的顶盖，抗震类别为Ⅰ类、质保QA1级、核安全3级，具有辐射屏蔽、热屏蔽及密封的功能，同时它也是堆项设备的安装操作平台。它与堆坑一起构成堆的一道放射性实体屏障。     

核压力容器法兰螺栓结构的有限元分析

法兰螺栓结构是核压力容器的重要部件,它对反应堆的正常运行起着非常重要的作用.该研究工作对压力容器上顶盖和蒸汽发生器二次侧人孔法兰螺栓结构均做了等效简化来进行多种轴对称分析与三维分析,并进行了比较,还探讨并比较了实现法兰螺栓的预紧效果的不同方法.研究表明,轴对称模型能较为准确地得到应力强度,且比较保守.     

可一次吊出的压水堆顶盖包快速换料系统

【英国《国际核工程》1984年10月号第23页报道】一种快速换料顶盖包在压水堆上实际使用,能一次将压水堆压力壳顶盖连同壳内上端构件一齐吊出,从而节省了换料时间,还能减少辐射剂量。按常规,美国西屋公司的压水堆每年要进行一次停堆换料,每次要更换1/3的燃料。     

CEFR主容器内正弦三波激励下液面晃动响应

开发了一套可用于估算正弦三波激励下液面晃动对容器壁和顶盖冲击压力的工程方法,计算结果为中国实验快堆(CEFR)主容器及堆内构件的应力分析提供了重要的载荷输入。     

核电厂主控室撤离场景的定量化研究

主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性，导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点，但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化，未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则，结合国内核电厂实际情况，对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例，开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定，导致其人误概率较大，尽管该情景条件概率较低，但后果严重，建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。     

美国压水堆核电站中Alloy600压力边界结构设备的PWSCC事例分析1

压水堆核电站中镍基合金（Alloy600）反应堆冷却剂压力边界结构设备的一次冷却剂腐蚀裂纹（PWSCC）已成为人们关注的安全问题，尤其是在美国。从2000年到2002年，发现贯穿件周向裂纹、反应堆压力容器（RPV）顶盖的明显腐蚀老化已是不可否认的事实，存在由PWSCC引发的贯穿件泄漏和由泄漏造成的硼腐蚀会导致压力边界破损的可能性。[第一段]     

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点，提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范，结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求，完成了反应堆本体结构设计方案，并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析，最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代，初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计，满足TMSR-SF1功能要求。此外，通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析，确保了结构设计的工程可实施性。      

控制棒驱动机构过盈配合有限元分析

核电站主设备控制棒驱动机构管座是通过焊接和过盈配合共同作用安装在压力容器顶盖上.这种结构大幅提高了设备的性能,为核电站的稳定运行提供了可靠保障.本文介绍过盈配合的计算原理,采用ANSYS软件的不同分析方法对过盈配合进行应力计算,并做出误差分析;较系统地总结过盈配合的计算方法及各方法的优缺点,为设备的应力分析及结构优化设计提供了依据.     

中低放废物近地表处置库源项释放模式及模拟计算结果

为了计算中低放废物近地表处置库源项释放速率，本文以某核电站处置场的概念设计为例，建立了一个简单而比较完整的源项释放模式。它包括水入渗模式、处置库混凝土顶盖的破损模式，金属桶腐蚀模式、核素从水泥固化体中的浸出释放模式及浸出核素在回填材料的中的迁移模式。     

三角波反应性振荡技术研究

振荡法是测量小反应性的重要方法，三角波振荡具有测量精度高、数据处理简单等优点。根据工作需要，在国内首次对三角波反应性振荡技术进行了研究。