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反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行监督。因此,RPV和辐照监督管中子注量率的精确计算对RPV的辐照安全和寿命管理具有十分重要的意义。三代非能动压水堆核电厂主要采用基于BUGLE-96截面库的二维离散纵标法程序DORT进行RPV中子注量率计算。本文利用秦山核电厂第五根辐照监督管的中子注量率测量数据和MCNP-4B计算结果与DORT程序的计算结果进行比较,来验证采用DORT程序进行RPV母材段中子注量率计算的可靠性。 相似文献
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辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行"出口封锁",制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。 相似文献
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本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2001,(1)
为完成秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管辐照力学性能试验,对辐照监督管进行解体,并将冲击、断裂韧性、拉伸样品以及温度盒和剂量盒进行了分装。 解体中对辐照监督管的抓头组件进行了照像,观测到抓头的两个定位片磨损严重,两个支撑弹簧均已断裂。将照片和上述信息及时反馈给秦山核电厂后,引起了秦山核电厂的高度重视,决定于2002年停堆期间,对辐照监督管的支撑定位结构进行彻底改造。 根据前两根辐照监督管样品顶出时遇到的困难,设计加工了新的样品顶出装置。实践证明结 相似文献
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为评估快堆结构材料的辐照损伤,本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案,分析探测片特性和反应道截面,选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱,并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位(dpa)计算,同时与SPECTER计算值进行对比。结果表明,本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内,符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系,对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。 相似文献
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本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。 相似文献
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辐照蠕变对锆合金包壳管吸氢所致多场耦合行为的影响 总被引:1,自引:1,他引:0
本文考虑辐照效应,改进了锆合金包壳管内部的氢原子扩散-氢化物析出-热-力耦合行为的微分控制方程。根据多物理场等效积分弱形式和所建立的耦合计算方法,在FEPG软件平台编制文件,生成多场耦合计算的有限元程序,并对程序进行了验证。计算分析了辐照蠕变对锆合金包壳管堆内吸氢所致多场耦合行为演化的影响,结果表明:辐照蠕变导致包壳管内产生应力松弛,促使Mises应力显著降低,同时导致静水应力由负值转变为正值,进而影响氢原子的扩散;与不考虑辐照蠕变的结果进行对比,发现辐照蠕变会增大燃料芯块与包壳管局部接触区域的负的静水应力的绝对值及向外的静水应力梯度,导致接触区域内的氢原子浓度减小,接触区域周围的氢原子浓度增大。 相似文献
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反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)快中子注量的精确计算,可以有效地评估寿期内压力容器材料辐照损伤程度并为延寿技术提供数据支持。离散纵标法在解决深穿透屏蔽问题上的优势,使其成为计算RPV快中子注量率的主要方法之一。反应堆几何材料、截面数据、中子源强、输运求解等参数的不确定性,显著影响快中子注量率模拟结果的可信度。以典型压水堆模型为测试例题,分析了RPV快中子注量率计算流程中引入不确定性的主要来源,重点研究了中子源强处理方法、各向异性散射截面展开和输运方程空间离散格式三个方面对RPV快中子注量率计算的影响。对不确定性因素特别是计算不确定性进行深入的细化分析,有助于我们正确认识目前计算方法的薄弱环节,指明相关的计算模型和数值离散的改进方向,并提高计算结果的确定性。 相似文献
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含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究 总被引:1,自引:0,他引:1
《核技术》2015,(10)
U-Pu混合氧化物(Mixed oxide,MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案进行分析,比较了含MOX燃料堆芯和传统的全UO2燃料堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom,DPA)和辐照监督管超前因子的特性差异。结果表明,与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率小20%左右,343°处的辐照监督管快中子注量率小8%,超前因子大15%;与国内占少数比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率大40%左右。进一步分析发现,虽然同等功率下MOX燃料比UO2燃料释放的中子多7%,但与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯相比,部分低泄漏MOX燃料堆芯的燃料管理方式使堆芯外围组件功率降低,使得压力容器受到的快中子辐照损伤降低。 相似文献