900MW核电站严重事故缓解系统功能分析

应用新版的MELCOR程序，以900MW机组为对象，进行了SBO严重事故进程研究，在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸，非能动氢气复合等缓解措施（3个方案）对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟；计算了MCCI引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况；对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氧气的复合效应进行了评价和分析。分析结果表明，事故下稳压器延伸功能的及时投入，可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了2h左右，并且避免了高压堆熔引起的安全壳直接加热现象，消除了由此引起的对安全壳完整性的威胁。各方案均表明，由于从一回路迁移到安全壳的大量水蒸汽对氢气燃烧的惰化作用，在一定程度上避免了安全壳内氢爆的发生，而氢气复合器在空间和数量上的合理布置，则可以完全消除大空间内燃爆的威胁。24h内堆坑地板没有完全熔穿的情况出现。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

应用MELCOR1．8．5对无缓解SBO严重事故进程的研究

应用新版的MELCOR程序，以秦山二期核电厂为对象，对无缓解措施条件下的SBO严重事故序列进行了分析计算，对堆芯熔融过程中包壳和燃料芯块的径向和轴向分段失效模式进行了模拟．对事故中后期可燃气体的产生、分布及在安全壳中的行为进行了估算。分析结果表明，堆芯在事故发生约3h后开始失效；压力容器在约10h后发生熔穿；氢气和一氧化碳在穹顶发生的剧燃导致了安全壳在30h后超压失效。     

CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。     

岭澳核电站二期工程小破口严重事故分析

在核电站堆芯损坏事故中，因小破口事故引起的堆芯损坏的比例较大。本文应用MELCOR程序，对岭澳核电站二期工程小破口严重事故过程进行分析计算，并给出计算结果，在分析中考虑了稳压器卸压功能延伸和非能动消氢缓解措施。计算结果表明，采用稳压器卸压功能延伸缓解措施能有效地缓解高压熔堆，采用消氢缓解措施可有效地减少安全壳内氢气燃爆风险。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。     

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。     

大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究

应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。     

先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析

本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

田湾核电站冷却剂泵工作叶轮端部缺陷处理过程的核安全监督

江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.     

纳米结构锆合金组织氧化膜结构演变的XRD分析

利用X射线衍射（XRD）方法研究了纳米结构锆-4合金在400℃水腐蚀过程中氧化膜结构的演变特征，进而考察组织纳米化对锆-4合金抗腐蚀性能的影响。研究结果表明，纳米组织锆-4合金的氧化膜结构演变趋势类似于普通锆-4合金。然而，纳米化处理使合金表层组织向（101）、（102）等低指数面产生了显著的择优取向；纳米面形成的氧化膜中，其ZrO2的晶粒尺寸小于普通粗晶面形成的氧化膜中的ZrO2晶粒尺寸；实验结果还显示，纳米化后锆-4合金组织氧化膜中四方ZrO2向单斜ZrO2转变的速率小于普通组织形成的氧化膜中的转变速率。本文对纳米化处理导致锆-4合金腐蚀动力学过程和结构演变细节的变化进行了初步的分析和讨论。     

VLSI老化模型参数热阻的研究

从老化筛选模型人手,阐述了老化模型参数热阻的重要性。基于热阻测量原理,给出了常见的热阻测量方法．同时分析了各测量方法的优缺点。在此基础上提出了一种新颖的封装热阻估计实验方法。虽然不能精确地测量出国产VLSI的热阻值．但给出了一种国产VLSI封装热阻数据的获取方法。实验证明其具有较强的实用性,不失为一种国产VLSI热阻参数快速确定的工程技术。     

FELiChEM联锁系统的设计

联锁系统是加速器装置的重要组成部分,用于保护设备和人员的安全。本文基于EPICS设计FELiChEM联锁系统,该系统由硬件联锁系统和软件联锁系统两部分组成,硬件联锁系统又分为机器保护系统(MPS)和人身安全保护系统(PPS)。硬件联锁系统的架构分为IOC层、Profinet IO控制层和Profinet IO设备层。每层均可进行冗余配置,而各层之间相互独立。原型样机的测试显示,硬件联锁系统的响应时间为2.144ms,远好于100ms的设计需求。软件联锁系统的设计采用联锁程序与配置文件分离的方式。测试表明,软件联锁逻辑完全由配置文件确定,具有非常好的灵活性。     

急性放射损伤小鼠血清蛋白质组分析

为寻找急性放射病早期诊断指标和新的治疗靶点，探讨辐射损伤的发病机理，采用蛋白质组学的双向电泳和蛋白质氨基酸序列分析技术研究了8Gy γ射线照射后24h小鼠血清蛋白质的变化，鉴定有差异的蛋白质，并用蛋白质印迹(Western blotting)方法进行验证。结果显示，双向电泳发现8Gy照射后24h小鼠血清有一显著变化蛋白点，分子量约为15ku，经氨基酸序列分析发现为结合珠蛋白(Haptoglobin，Hp)的α亚单位。Western blotting方法进一步验证了双向电泳的结果。结果表明，经8Gy γ射线照射后24h小鼠血清中结合珠蛋白发生显著增加，可能在辐射损伤中发挥着一定的作用，此结果为探索急性放射损伤的发病机理提供了新的线索。     

核电项目工程量概念解析

在市场化大趋势的推动下,核电项目的成本管理意识空前强化。在众多成本管理的影响因素中,工程量是决定性因素。本文从概念区分的角度划分了核电项目实施过程的活动层次,进行了相应分析,找出了各个层次活动量的不同测量方式,通过对这些方式的本质解析和整合,既澄清了施工项目工程量概念本身,也澄清了一些模糊认识,为工程量的管理和成本管理的改进奠定了必要的基础。     

堆用蒙特卡罗程序RMC的全堆计算研究

使用清华大学的"探索100"高性能并行计算机,基于美国核能署数据中心的连续能量全堆基准计算模型和法国电力集团的多群全堆基准计算模型,就通用蒙特卡罗程序(MCNP)全堆大规模并行计算开展了研究。针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)与MCNP的全堆计算性能进行系统的比较研究。结果表明,MCNP在并行模式和计数器性能等方面均有不足,这些不足严重影响MCNP在反应堆全堆计算上的效率。而RMC在这些问题上取得了较大的改善,能够适用于反应堆全堆精细功率密度计算。因而,在反应堆全堆计算性能上,RMC优于MCNP。     

固体气泡损伤探测器阈起源的实验判别

用500MeV/u^56Fe,650MeV/u^40Ar,600MeV/u^28Si和180MeV/u^4He对固体气泡损伤探测器（T－12型）进行了实验研究，实验结果表明，固体气泡损伤探测器的阈特性可用临界能量损失率表征，在一般条件下，限定能量损失率在不同重离子产生径迹时不具有相同的临界值，因此，不能作为径迹形成的判据。