压水堆核电站活化产物源项计算程序CPAP的开发

活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP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偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。     

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。     

压水堆核电厂放射性活化源项计算

研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。     

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。     

大亚湾核电站辐射源项控制的实践

大亚湾核电站 (GNPS)投产运行以来 ,在辐射源项控制方面进行了一些有益的尝试 ,取得了明显的效果 ,其中一些方法来自国外的经验反馈 ,但更多的是通过自身的经验总结而形成的良好实践。最主要的控制措施有 :气态放射性和腐蚀活化产物的控制与去除 ,110mAg的跟踪与控制 ,一回路冷却剂pH值的提高 ,加大停主泵后一回路的净化流量和减小净化回路过滤器的孔径等。本文对这些辐射源项控制的有效措施进行了总结和分析     

大亚湾核电站辐射源项控制的实践

大亚湾核电站(GNPS)投产运行以来,在辐射源项控制方面进行了一些有益的尝试,取得了明显的效果,其中一些方法来自国外的经验反馈,但更多的是通过自身的经验总结而形成的良好实践。最主要的控制措施有：气态放射性和腐蚀活化产物的控制与去除,^110mAg的跟踪与控制,一回路冷却剂pH值的提高,加大停主泵后一回路的净化流量和减小净化回路过滤器的孔径等。本文对这些辐射源项控制的有效措施进行了总结和分析。     

大亚湾核电站辐射源项控制的实践

大亚湾核电站(GNPS)投产运行以来,在辐射源项控制方面进行了一些有益的尝试,取得了明显的效果,其中一些方法来自国外的经验反馈,但更多的是通过自身的经验总结而形成的良好实践.最主要的控制措施有:气态放射性和腐蚀活化产物的控制与去除,110mAg的跟踪与控制,一回路冷却剂pH值的提高,加大停主泵后一回路的净化流量和减小净化回路过滤器的孔径等.本文对这些辐射源项控制的有效措施进行了总结和分析.     

压水堆停堆过程中氧化运行的研究

在燃料元件包壳未破损的情况下,来自蒸汽发生器传热管、堆内组件等设备表面的腐蚀或磨损产物对堆外辐射场的贡献率超过了 90％.为了降低反应堆停役期间的剂量或缩短大修工期,在停堆前采用氧化运行工艺,将空气或H2O2引入主回路水中,使活化腐蚀产物释放,然后通过树脂床快速去除回路中的腐蚀产物,降低停役时的辐射场剂量.本文对目前氧...     

华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

某核电厂主泵-主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案.并对该核电厂今后的运行提出了安全要求.     

并联立式屏蔽电机主泵流动特性数值研究

以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵（简称主泵）为研究对象,建立2台并联主泵反向旋转（模型1）和同向旋转（模型2）2种几何模型;运用计算流体力学（CFD）方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算,从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明,模型1中A、B主泵性能基本一致;模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内,最大值达到1.69%,扬程相对偏差稳定在1%以内,效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%;模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低,有利于设备的长期运行。     

开发微堆潜力的设想

微堆存在二个潜在资源 ,即附加补偿棒和池水。在确保安全的前提下 ,可将它们挖掘并加以利用。设置附加补偿棒 ,把闲置的顶铍反射层的后备反应性加以利用并逐步释放。微堆为“罐 池”结构 ,运行时堆水与池水存在较大温差 ,2 7t池水可作为一大的冷源 ,通过池水中的螺旋冷却器冷却 1 4t堆水 ,可获得较多的温度效应。采取了这两项措施之后 ,可大大延长微堆的可连续运行时间 ,改善它的运行性能 ,拓宽了微堆的应用 ,提高其寿期内的价值     

关于离子源供气气压稳定性的探讨

一、前言随着离子源应用范围的扩展,对其工作稳定性的要求也越来越高。为改善离子源的工作特性,必须维持放电参数的稳定。放电参数主要取决于放电电流、磁场和放电室气压。其中,气压的稳定性对放电等离子体密度、引出离子束流、质子比及离子电荷数的影响最为明显。由图1,2,3,4可见,在最佳气压下,离子密度、质子比、引出离子束流出现峰值,最佳值两侧则明显下降。通常,离子源都希望选在最佳气压下工作。因此,保持气压的稳定性十分重要。对于直流工作状态的离子源尤其如此。     

Validation of RELAP5/MOD3.2 model on trip off one main coolant pump for VVER 440/V230

This paper presents the validation of RELAP5/MOD3.2 model of the VVER 440 for Nuclear Power Plant (NPP) in the analysis of the following transient: “Trip off one MCP”.This validation is a process that compares the analytical results obtained by RELAP5/MOD3.2 model of the VVER 440 with measurement transient data received from Kozloduy NPP Unit #4. The baseline input deck for VVER440 was developed at the Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy for analyses of operational occurrences, abnormal events, and design basis scenarios. It will provide a significant analytical capability for the Bulgarian technical specialists located at the Kozloduy NPP.The criteria used in selecting transient are: importance to safety, availability and suitability of data followed by suitability for RELAP5 code validation. The comparison between the RELAP5 calculations and the test data indicates a good agreement.This validation was possible through the participation of leading specialists from Kozloduy NPP and with the support of the Argonne National Laboratory, under the International Nuclear Safety Program (INSP) of the United States Department of Energy.