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1.
环路水封清除(LSC)是压水堆冷管段小破口失水事故(SBLOCA)的典型事故特征之一。为确定LSC现象的物理模型影响,探究准确复现LSC现象的物理模型设置,从LSC现象物理机理的角度,对影响LSC的主要物理模型进行梳理和分析。结合LOBI台架SBLCOA系列实验,对LSC现象物理机理、物理模型影响进行模拟和验证。结果表明,在对影响LSC现象的物理模型进行合理设置后,RELAP5程序模型能较好地复现LOBI台架实验工况中的LSC现象,验证了LSC现象物理模型影响及模型设置的合理性。 相似文献
2.
从总风险控制的角度,提出了事故工况下场内工作人员剂量与辐射风险接受准则,并建立了相应的评估方法。以典型压水堆核电厂为例,采用概率安全分析(PSA)的全范围事故序列进行验证评价,评估了典型压水堆核电厂事故后场内工作人员的辐射剂量与辐射致死风险。通过验证结果可知,事故后场内工作人员总的辐射致死风险远低于公众由于自然灾害、疾病、交通事故及不同行业的总死亡风险值;事故后工作人员在燃料厂房进行操作时的辐射致死风险占比最高,故工作人员在燃料厂房进行相关操作时,可提前制定相应的辐射防护措施来降低辐射风险;工作群组中其他人员和意外受照人员事故后辐射致死风险占比较高,可通过采用气面罩等方式对气载放射性进行防护以降低其辐射风险。相应的分析结果可为后续核电厂事故后处理方案的制定和事故后场内工作人员辐射防护措施的制定提供借鉴。 相似文献
3.
可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素157Gd、167Er和B4C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和231Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素157Gd、富集同位素167Er、B4C、231Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。 相似文献
4.
堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。 相似文献
5.
6.
栅格非均匀计算过程中采用的全反射边界条件近似带来的中子射流效应和中子能谱干涉效应等环境效应对栅元均匀化常数具有较大影响。为在全堆芯pin-by-pin计算中处理环境效应带来的影响,本文从两个方面进行了计算分析。首先,基于棋盘式多组件问题对栅元均匀化群常数相对误差及各能群栅元不连续因子相对重要性进行了分析,可发现在等效均匀化常数中,热群不连续因子对全堆芯pin-by-pin计算精度的影响最重要;其次,基于最小二乘法建立了热群栅元不连续因子和堆芯中子学特征量之间的多项式函数关系,利用参数化技术提出了热群常数堆芯在线计算方法,其中堆芯中子学特征量包括扩散系数、移出截面、中子源项、归一化中子通量密度等。采用C5G7基准题和KAIST基准题进行了数值验证,计算结果表明,热群常数堆芯在线计算方法能有效降低全堆芯pin-by-pin计算特征值和棒功率相对误差,对处于不同燃料组件交界面附近的栅元,计算精度提升尤为显著。 相似文献
7.
8.
由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、14C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、14C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。 相似文献
9.
10.