压水堆燃料棒裂变产物释放产生比计算方法

为对压水堆一回路源项进行准确分析,在研究了美国核管制委员会(Nuclear Regulatory Commission,NRC)发布的计算气体裂变产物释放产生比(Release to Birth Ratio,R/B)的ANSI/ANS-5.4标准及法国METEOR 1.5程序计算气体裂变产物释放产生比的方法后,分别利用几种方法计算了燃料棒在不同功率水平以及不同燃耗下的几种气体裂变产物的释放产生比,对几种方法进行了研究分析。结果表明,燃料棒的裂变产物释放产生比会随着其功率以及燃耗而增大,相较于美国ANSI/ANS-5.4-2011标准,法国METEOR 1.5程序方法更为保守,而NRC原有的ANSI/ANS-5.4-1982标准最为保守,计算出的释放产生比最大,ANSI/ANS-5.4-2011标准能较好地适用于压水堆核电站裂变产物释放份额的计算。     

安全壳整体泄漏率计算方法的比较分析

对国际上常用的3种安全壳整体试验泄漏率计算方法进行了系统介绍。分别应用上述3种方法对田湾核电厂安全壳整体试验数据进行计算分析,同时对各计算方法的差异以及对结果的影响进行了探讨。结果表明,试验工况下应用3种计算方法所得到的泄漏率计算结果基本相同。     

一回路压力边界泄漏率试验数据有效性分析

某研究性反应堆一回路压力边界气体泄漏率试验受容积小和设备冷却水等因素干扰,试验数据存在极端样本点,在不改变试验方法的基础上,通过使用回归模型的显著性检验和方差分析等方法确保试验结果的有效性。试验方法借鉴压水堆安全壳泄漏率试验方法,本文选用ANSI/ANS-56.8、RCC-G-1988、ПНАЭГ-10-021-90这3种常用的安全壳泄漏率计算方法进行计算分析,结果表明3种方法计算结果基本相同。通过对线性回归模型中残差的独立性、正态性以及等方差性进行分析,探讨回归诊断对计算结果的影响;同时对于回归诊断发现方差不齐、自相关和极端样本点等问题,结合残差加权最小二乘法和去除极端样本点对最终结果进行修正,提高了结果的可靠性。本文分析方法已应用到核安全审评中。     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。     

某项目钢制安全壳强度试验实践与经验

安全壳强度试验是对安全壳结构的强度和完整性的重要验证。某两个核电厂作为国内首次进行的钢制安全壳结构强度试验,为后续设计和试验积累了丰富的经验和数据。文章根据两个项目的试验数据以及过程中遇到的问题,对安全壳变形和应变结果、安全壳最终变形复核的必要性和安全壳冬季试验等试验中遇到的问题等进行了分析。分析表明试验结果与理论分析整体上有较好的一致性,在局部施工变形较大区域应根据最终成形进行复核计算,并给出了试验中需要关注的其他问题。通过分析给出了建议,为后续的设计和试验提供指导。     

用短期试验表征放射性废物固化体的抗浸出性

参照国标GB 7023—1986和美国核学会标准ANSI/ANS-16.1-2003开展了长期浸出和短期浸出的比对试验,通过所得的放射性核素的浸出率和浸出指数相关表征参数的比较,证明了用5 d短期试验方法检测放射性废物固化体的抗浸出性是可行的。     

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨

核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验（CTT）,验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明：筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483 MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。     

钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证

反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1-2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1-2005标准的最大相对偏差约为0.1%,与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级,初步证明了所开发模型的正确性。最后,基于中国实验快堆的设计数据,分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响,结果表明,忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%,出现在停堆初期。因此,计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。     

核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化

安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。