游泳池反应堆回路水中16N和19O放射性活度确定

对中国原子能科学研究院游泳池反应堆回路水中16N和19O的放射性活度进行测定。在实验测量的同时，还进行了理论计算。结果表明，理论计算结果与实验测量值在不确定度范围内一致。本工作首次给出了18 O（n, γ）19O反应截面的评价推荐数据。     

M310机组蒸汽发生器传热管泄漏率与监测报警阈值的匹配分析

蒸汽发生器排污水γ活度监测通道和蒸汽发生器中16N和总γ活度监测通道都属于PAMS辐射监测通道,并符合冗余及多样性的考虑,即采用不同的测量方法,分别监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。本文通过分别计算现实工况和保守工况下,蒸汽发生器一二次侧不同泄漏率下的二回路核素浓度,研究两种监测通道之间的匹配关系,并给出了操作规程上的建议。     

台山EPR核电厂一回路16N比活度校核

16N是压水堆核电厂正常运行辐射屏蔽考虑的主要放射性核素之一.本文根据16N核子个数守恒,考虑辐照生成和衰变消耗,推导得到16N比活度计算模型,并通过校核台山核电厂1、2号机组初步安全分析报告中的16N比活度验证了计算模型的正确性.堆芯及下降段的快中子注量率,快中子能谱内的16O(n,p)16N反应微观截面平均值和一回...     

基于输运计算方法的压水堆冷却剂~(16)N和~(17)N活化源项计算研究

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂16N和17N活化源项结果偏差很小。     

压水堆一回路反冲质子反应源项GEANT4模拟

在核反应堆一回路系统中,裂变中子产生的反冲质子通过电离、多次散射以及韧致辐射后,与冷却剂中的~(16)O、~(18)O和~(11)B反应生成具有β~+放射性的~(13)N、~(18)F和~(11)C等核素,采用符合测量方法可以探测这些核素从而推断一回路水的泄漏情况。采用GEANT4程序对秦山二期压水堆全堆芯进行建模及源抽样描述,编制C++工具自动生成GEANT4计算所需的中子源分布,实现了G4-NONU功能以及GEANT4程序中中子固定源的输运计算。充分考虑反冲质子电离、多次散射以及韧致辐射等因素,计算了压水堆一回路水中由质子反应产生的~(13)N、~(18)F以及~(11)C等核素的产生率、浓度以及活度,拓展了反应堆源项计算工具。     

基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析

堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

16Nγ辐射监测仪的研制

^16Nγ辐射监测仪主要分探测器和电子学仪器两部分。将探测器安装在蒸汽管道旁，由所探测到的γ射线计数率和温度信号，通过智能化软件经电子学仪器处理可直接显示蒸汽发生器内u形管的泄漏率，具有自动报警的功能。所制成的探头符合防水、隔热、抗电磁干扰、抗强震动的要求。电子学仪器：集约化、智能化程度高，重量轻。本装置与法国产的^16N监测仪进行了比对，结果在误差范围内符合。经现场的测试表明：本装置长期稳定性好，检测灵敏度高，故障率低，操作使用方便。     

压水堆主冷却剂16N的比活度计算

对压水堆主冷却剂中16N的快中子活化生成和衰变平衡机理进行了分析,建立了基于堆芯流道求和的16N比活度计算模型,此模型以堆芯各流道内流速及平均中子注量率为输入数据,计算反应堆运行时主冷却剂中16N的稳定浓度。以秦山二期核电厂为研究对象,在对堆芯进行精确MCNP建模的基础上,对堆芯中子注量率分布进行了MCNP模拟计算。并将模拟计算数据代入16N比活度计算模型,对主冷却剂中16N比活度进行了综合计算,计算结果与工程实用参考值吻合。     

压水堆核电站安全壳惰性气体监测通道报警阈值研究

分析了影响安全壳空气中惰性气体活度浓度变化的各种核素,并结合一回路冷却剂向安全壳的泄漏过程建立了泄漏模型,分别针对安全壳中惰性气体本底活度浓度值以及不同运行工况下安全壳中惰性气体活度浓度值进行建模计算,得到了不同运行工况下安全壳空气中惰性气体活度浓度的计算值,以此作为惰性气体监测通道两级报警阈值的设置依据,最终提出针对本监测通道的报警阈值设置建议,设置的两级报警阈值均与现役电站运行阈值相当,可作为相应电站报警阈值设置的参考.     

压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析

为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ（１３３ｘｅ）。在监测中存在的主要干扰因素是高能γ射线产生的湮没辐射、ｗａｌ探测器周围ｐｂ屏蔽上产生的７５ｋｅＶＸ射线及由１９Ｏ和１６Ｎ产生的γ射线。在１座反应堆２次事故排除的元件安全性监测中，分析方法成功地得到了应用。     

蒸汽发生器主蒸汽管道16N传输时间的分析与计算

利用监测二回路主蒸汽管中^16N辐射来实现蒸发器传热管破损在线检测是一种直接而有效的方法;主蒸汽管道^16N传输时间的计算是在线检测系统的关键技术之一。分析了传热管发生泄漏时的^16N放射性核素迁移过程,对^16N传输时间的计算原理和方法进行了探讨,并以“陆奥”船用核动力装置为例,计算了三种情况下传热管发生泄漏时^16N的传输时间。     

Experimental and numerical investigations on the reverse flow phenomena in UTSGs

Aiming at the reverse flow phenomena in the inverted U-tube steam generators (UTSGs), the experimental and numerical simulations are performed. A new method is developed to model the flow and heat transfer in the steam generator based on the system analysis code RELAP5/MOD3.3. The reverse flow phenomenon observed experimentally is simulated well by the new method. The experimental and numerical results show that the reverse flow occurs in the adjacent shorter U-tubes. For single U-tube, the mass flow rate of reverse flow is generally greater than that of normal flow U-tube. When the reverse flow occurs, the negative pressure drop between the inlet and outlet plenums and the heat transfer of the UTSG reduce significantly. The numerical simulations also show that the reverse flow occurs more easily in UTSGs with the bigger tube length ratio.     

船用核动力装置16N在线检测系统研究

在线监测主蒸汽系统的放射水平是提高船用核动力和气轮机系统的可用率和运行重要措施之一。核电厂已装备了NaI探头^16N辐射在线监测系统,但不适用于船用。讨论了以BGO为探头的紧凑型船用^16N辐射在线检测仪研发的关键问题,检测系统设计方案及其关键技术。     

HI—13串列加速器次级束流线的设计

利用已有的一个偏转磁铁和一对四极透镜，设计了一条用于分离和纯化＾６Ｈｅ，＾７Ｂｅ，＾８Ｌｉ，＾１１Ｃ，＾１２Ｂ，＾１３Ｎ，＾１５Ｏ和＾１７Ｆ等次级放射性离子束的传输系统。用ＴＲＡＮＳＰＯＲＴ程序分析了各种影响束流线性能的因素，进而对系统的各项参数作了优化计算。讨论了次级束的纯化。     

自然循环U型管蒸汽发生器管内倒流受管长影响的理论研究

自然循环U型管蒸汽发生器（UTSG）在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分析程序RELAP5进行数值验证,验证结果表明:当管长增加时,临界压降呈先减后增的趋势,即小型的UTSG的最短U型管先出现倒流,而大型的UTSG最长管先出现倒流。所得结论解释了不同的仿真模拟研究得到的倒流管的分布不同的现象,为UTSG管内倒流及其管空间分布的预测提供理论依据。      

用于缓减UTSG倒流的U型管改进研究

针对自然循环条件下蒸汽发生器部分并联U型管出现的倒流现象，以增强自然循环能力和减少倒流为目的，提出非对称U型管改进方案。基于基本守恒方程，建立了非对称U型管流动传热计算模型和自然循环冷热源位差计算模型。在此基础上，以某型核动力装置U型管为原型，对改进前后U型管倒流临界流量与回路冷热源位差的变化进行了计算分析。计算结果表明：非对称U型管改进使倒流临界流量明显减小，回路冷热源位差明显提升。适当调整U型管上升段与下降段长度比可减少倒流发生，提高自然循环能力。     

在HI-13串列加速器上利用逆几何反应产生次级放射性核束的可行性研究

论证了通过若干逆几何的(p,n),(d,p),(d,n)和(d,~3He)等低能重离子反应产生~6He,~7Be,~8Li,~(11)C,~(12)B,~(13)N,~(15)O和~(17)F等次级放射性核束的可行性,介绍了正在建造中的次级束实验装置的概貌。     

核素核查数据安全认证模式及裂变核素的最低检测限度模拟

概述了国际放射性核素监测系统中对放射性核素数据在测量过程的安全认证的要求，在推导并模拟铀、钍系衰变链中的相应子体和＾７Ｂｅ等核素从取样至测量过程中放射性活度变化规律以它们比值的基础上，建立样品取样测量运动及认证模式，在计算机拟合的基础上给出了＾９７Ｚｒ、＾１３７Ｃｓ、＾１４０Ｂａ等与ＣＴＢＴ监测系统要求相关的裂变产物核素的最低检测限度，