主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内,与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。      

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。     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施

压水堆核电站在未发生燃料包壳破损的情况下,85%的堆芯外辐射场是由活化腐蚀产物造成的。本论文分析讨论了一回路冷却剂中主要的活化腐蚀产物及其产生的原理,提出了通过水化学控制来降低活化腐蚀产物的几种主要措施,包括pH控制、氧化运行以及注锌技术等。核电站相关分析数据表明,这些水化学控制措施对于控制活化腐蚀产物均取得了良好的效果。     

基于微机的压水堆核电站模型化及其动态仿真

研究了压水堆核电站主回路系统的模型化问题,提出了适应于微型计算机仿真的核电站系统程序。文章将核电站主系统划分为五大模块分别建立数学模型:堆芯中子动力学模块采用点堆动力学模型;堆芯和燃料模块采用一维分布参数模型;稳压器模块采用三区不平衡模型;U型管蒸汽发生器模块采用具有可动边界点的漂移流模型;管道模块采用集总参数模型。然后根据控制容积法思想,运用中心差分法对所提出的数学模型作空间离散化处理,得到以时间为自变量的有关状态参数的微分方程组。选用吉尔方法求解刚性微分方程组的初值问题。编制了相应的微型计算机程序DYSONP。并以H. B. Ronbinson压水堆核电站为例,对电站甩负荷、蒸汽发生器蒸汽排放阀误动作和蒸汽发生器传热管道破裂三类事故的20余种工况下的瞬态安全问题进行了分析。计算表明,所得计算结果与大型程序RELAP5的相应仿真曲线基本一致,并与有关试验数据符合良好。     

压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

压水堆主回路裂变产物源项计算程序开发

为了开发拥有自主知识产权的核电厂主回路源项计算程序,对裂变产物的生成、释放和迁移等各个过程进行深入研究,建立和完善各个过程的计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路裂变产物源项计算方法,在此基础上开发了主回路裂变产物源项计算程序,并进行了初步验证。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。