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采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。 相似文献
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利用MELCOR程序模拟大型先进非能动压水堆一回路系统热段中破口失水始发严重事故工况,探究安全壳晚期失效裂变产物的释放行为并进行敏感性分析。结果表明,当安全壳破裂后,94.51%的惰性气体快速从破口释放到环境中,一回路中原先积聚的CsI在余热作用下发生了再次气化,进入安全壳和环境中的份额仅为5.02%和1.45%。热段破口尺寸对裂变产物在一回路和环境中的释放份额影响较大,安全壳破口面积对计算结果不敏感。 相似文献
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在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。 相似文献
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采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。 相似文献
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利用D-T聚变中子源转化长寿命裂变产物的中子学可行性研究 总被引:4,自引:0,他引:4
从中子学角度研究长寿命裂变产物在Tokamak型D-T聚变堆包层中转化的可行性.提出了用可裂变Pu增殖中子的混合包层转化方案,研制了相应的燃耗计算程序及数据库,并对所提方案进行了计算和分析.结果表明,在可预见的聚变堆芯技术条件下,所研究的概念性包层可对长寿命裂变产物进行有效转化. 相似文献
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随着AP1000等新一代压水堆的发展,燃耗深度在不断提高,平均卸料燃耗深度提高到60 GW d·t-1。然而,传统使用的WIMS69群和XMAS172群WIMS-D格式多群常数库,其能群结构存在共振峰重叠,核素种类较少,裂变产物产额的偏差较大,并且伪裂变产物中包含的核素种类较多而导致152Gd、160Gd、159Tb、160Tb等重要核素无法得到精确处理等问题。因此,本文主要针对AP1000等新一代反应堆的设计以及运行特点,基于ENDF/B-VII.1库,并且在现有基础上针对WIMS-D库中的伪裂变产物、裂变产物燃耗链以及裂变产物产额等燃耗数据进行更新,再通过NJOY程序开发了SHEM281群WIMS-D格式多群常数库。通过DRAGON程序挂载该WIMSD281库,对其进行临界和燃耗两方面基准验证。计算结果表明,该数据库的计算结果与基准值符合较好,精度较高,结果可靠,可初步用于压水堆的相关计算。 相似文献
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描述了钚及其6种裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法:在强碱性阴离子交换树脂柱上将盐酸介质的辐照靶溶解液中的这些元素分为5组,然后再针对各组目标元素进行分离和纯化,可简便快速地从同一份靶溶解液中分离以上7种元素。采用辐照铀靶对分离方法进行了验证,结果表明,分离流程对6种裂变产物的化学回收率均大于70%,对γ谱仪测量干扰的主要核素去污因子均大于1.0×103,可满足239Pu裂变谷区核素裂变产额测量对化学分离的要求。 相似文献
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描述了钚及其6种裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法:在强碱性阴离子交换树脂柱上将盐酸介质的辐照靶溶解液中的这些元素分为5组,然后再针对各组目标元素进行分离和纯化,可简便快速地从同一份靶溶解液中分离以上7种元素。采用辐照铀靶对分离方法进行了验证,结果表明,分离流程对6种裂变产物的化学回收率均大于70%,对γ谱仪测量干扰的主要核素去污因子均大于1.0×103,可满足239Pu裂变谷区核素裂变产额测量对化学分离的要求。 相似文献
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为分析压水堆(PWR)嬗变长寿命裂变产物(LLFP)的堆芯瞬态安全性,基于CASMO-4、RSIM以及改进的NLSANMT/COBRA-4程序搭建了程序系统,并利用该系统研究了嬗变堆芯在弹棒事故下的安全特性,分析了寿期初和寿期末事故发生后的功率变化及燃料中心温度变化。数值结果表明:与参考PWR相比,装载99 Tc将会使温度系数变得更负,因此弹棒事故下峰值功率降低,而装载129I则相反;装载这两种裂变产物时,燃料中心温度最高可升高127~157℃,仍距UO2芯块熔化限值温度有较大裕量。 相似文献
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不同土壤对春小麦吸收~(90)Sr的影响 总被引:1,自引:0,他引:1
用我国六种不同土壤研究了土壤农化特性对春小麦吸收~(90)Sr的影响。证实了土壤pH和代换性钙含量对~(9O)Sr从土壤进入小麦植株有显著的影响。随土壤种类的变化,小麦对~(90)Sr的吸收及浓集系数均变动在1—7倍范围内。 相似文献