秦山二期核电厂安全壳喷淋系统误动事故情况下安全壳压力和温度的计算

安全壳是防止裂变产物泄漏的第三道屏障，它不仅要能随安全壳内在设计基准事故下所引起的压力，温度升高时所产生的机械应力和热应力，而且还要能承受由于安全壳喷淋系统误动作使安全壳内压力，温度降低所引起安全壳内的负压差。本文用ＰＡＲＥＯ程序对秦山二期核电厂安全壳喷淋系统误动作民政部下安全壳内压力，温度进行了计算，最后给出了最大负压差为２２ｋＰａ。     

CPR1000核岛ECCS设计优化

在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。     

基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法

蒙特卡罗程序已经广泛应用在裂变反应堆设计和验证过程中,快速获得高效的计算模型可以有效缩短反应堆的设计周期。本研究提出并实现了一种裂变堆芯快速蒙特卡罗建模的方法,该方法基于参数可视化和层次化两种建模思想快速构建出精细裂变堆芯计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型且将其快速转换成蒙特卡罗计算模型,同时采用一种新的堆芯分段管理方法实现了大规模裂变堆模型流畅交互。基于此方法快速构建了加速器驱动次临界反应堆(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的精细堆芯模型,通过与蒙特卡罗程序计算的参考结果进行对比,证明了此建模方法的高效性和可靠性。     

小型压水堆抑压水池抑压特性研究

与传统大型压水堆相比，小型压水堆安全壳自由容积小，发生冷却剂失水事故(LOCA)后安全壳压力迅速上升，需采取抑压水池、安全壳喷淋等措施保证安全壳的完整性。为探究抑压式安全壳中抑压水池的抑压特性，设计了小型压水堆抑压喷淋系统模拟装置，并使用RELAP5程序对模拟装置进行建模，模拟安全壳抑压排热过程，分析了破口质能释放对抑压水池模拟和设计的影响，对比了不同破口喷放速度和喷淋流量下抑压水池采用不同抑压管面积和气水比的抑压效果。结果表明：抑压水池的抑压管面积和气水比存在最佳值；破口面积影响喷放速度，在质能释放总量相同的前提下，破口喷放速度越快，抑压水池的最佳抑压管面积和最佳气水比越大；增设喷淋后，最佳气水比随喷淋流量增大而增大，最佳抑压管面积在小范围内变化。研究结果可为小型压水堆抑压式安全壳的设计和分析提供参考。     

海阳核电一期工程严重事故下非能动安全壳冷却能力分析

采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。     

核反应堆冷却剂丧失事故下喷淋液滴特性研究

在核反应堆发生冷却剂丧失事故（LOCA）时,大量质能释放到安全壳内,通过喷淋能有效降低安全壳内的温度及压力。考虑喷淋液滴下落过程中体积、质量、温度及阻力系数的变化,应用对流传热及传质关联式,计算得到液滴与周围介质的传热、传质特性。计算结果与TOSQAN试验对比符合较好。对不同液滴尺寸、不同环境压力及蒸汽未达到饱和的情况进行了计算,分析了喷淋的影响,结果可为喷淋系统的设计与应用提供一定的理论依据。     

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。     

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。     

基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统数值模拟

针对一种基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统(PCCS),建立了一维均相流数学模型,并采用单节点安全壳两组份模型,利用牛顿迭代法求解,模拟了PCCS的稳态运行和事故工况下安全壳和PCCS的瞬态响应过程,得到了系统自然循环的换热和流动特性。计算结果表明:PCCS能在喷淋系统故障的事故条件下在一定时间内有效实现安全壳降温,但要实现长期阶段进一步降温还需对换热水箱进行补水和冷却操作。     

可靠性分析中的不确定性——安全壳喷淋系统分析

本文简要介绍了不确定性分析的概念,讨论了矩法、离散概率分布法和蒙特卡洛模拟法等三种误差传播方法;对安全壳淋系统无效度的不确定性进行了计算。     

Use of MCAM in creating 3D neutronics model for ITER building

The three dimensional (3D) neutronics reference model of International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) only defines the tokamak machine and extends to the bio-shield. In order to meet further 3D neutronics analysis needs, it is necessary to create a 3D reference model of the ITER building. Monte Carlo Automatic Modeling Program for Radiation Transport Simulation (MCAM) was developed as a computer aided design (CAD) based bi-directional interface program between general CAD systems and Monte Carlo radiation transport simulation codes. With the help of MCAM version 4.8, the 3D neutronics model of ITER building was created based on the engineering CAD model. The calculation of the neutron flux map in ITER building during operation showed the correctness and usability of the model. This model is the first detailed ITER building 3D neutronics model and it will be made available to all international organization collaborators as a reference model.     

计算高可靠性系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法

在相似仿真方法的基础上 ,设计了计算系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法 ,包括直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法。介绍了统计估计蒙特卡罗可靠性仿真的基本原理 ,给出了统计估计蒙特卡罗计算方法的无偏估计量和具体算法。同时采用直接仿真方法、限制抽样蒙特卡罗方法、强迫转换蒙特卡罗方法、直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法计算了一高可靠性系统的失效概率 ,结果表明 ,在高可靠性系统不可靠度计算中加权统计估计蒙特卡罗方法计算结果的方差最小 ,效率最高。     

基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法研究

风险指引的安全裕度是近十年来核工业界提出的新的安全理念。本文阐述了基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法,给出该方法下核燃料包壳失效概率均值和标准差的数学表达式。针对简化压水堆模型下的全厂断电事故,提出了基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度计算流程,计算了两种离散动态事件树分支规则下燃料包壳失效的风险指引的安全裕度及其不确定性。计算结果表明,不同的分支规则、模型参数分布、系统程序最大时间步长对核燃料包壳失效概率均值和标准差均有显著影响。提出了一种改进的可变概率阈值的分支方法,以更好地平衡风险指引的安全裕度分析过程中计算精度与计算资源的匹配问题。     

层析γ扫描探测效率的无源刻度

层析γ扫描是准确定量测量中、高密度非均匀分布介质中的放射性素及其含量的重要方法,其中探测效率的确定是其关键技术之一。本文结合实验室层析γ扫描测量装置,采用蒙特卡洛方法,运用空间对称性简化计算模型,提出层析γ扫描探测效率无源刻度方法。计算机模拟和实验结果都表明了该方法的正确性和有效性。     

基于CAD的点核剂量计算方法研究及初步应用

点核积分方法是辐射剂量计算的基本方法之一,广泛应用于辐射防护领域。传统的点核剂量计算中采用文本方式描述计算模型,存在难以描述复杂几何、易出错且耗时的问题。针对该问题,本文基于FDS团队自主研发的超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,进行了基于CAD的点核剂量计算方法研究与程序开发,可基于实际问题的CAD模型直接进行支持多重源的光子点核剂量计算,提高了程序对复杂三维几何问题的处理能力,并包含较为完备的核数据库。使用ANSI/ANS6.6.1、ESIS和VisiPlan的基准例题对程序进行了测试验证,测试结果与VisiPlan4.0对比吻合良好。同时将该方法初步应用于ITER热室屏蔽的设计中,说明了本方法及程序处理复杂场景问题的能力。     

反应堆时空动力学蒙特卡罗改进准静态方法研究

改进准静态方法可采用大时间步,减少反应堆时空动力学问题的计算耗时。本文提出了蒙特卡罗改进准静态方法,将两种方法的优势结合,用于新型反应堆的时空动力学问题。基于改进准静态方法的理论框架,研究设计了伴随通量统计、动态参数统计和形状函数计算等相应的蒙特卡罗算法。针对一维两群问题,实现了相应的算法。与确定论程序计算结果的比较表明,蒙特卡罗改进准静态方法是可行的。     

高能评价核数据处理方法

为满足加速器驱动次临界系统ADS等高能核装置的蒙特卡罗输运计算需求,通过对相关核数据处理模块的改进,建立了一套基于我国自主的群常数制作软件Ruler与国际公认的核数据处理系统NJOY耦合的中高能评价核数据处理方法及程序系统。通过该方法基于日本高能评价核数据库JENDL-HE-2007制作了ACE格式连续点截面库,并通过一系列绘图及简单问题的蒙特卡罗输运计算,验证了该库是完整的、合理的,可用于蒙特卡罗输运计算,证明了Ruler与NJOY功能模块耦合的方法可用于高能评价核数据的处理。     

基于Monte-Carlo模拟和峰形拟合的CdZnTe探测器G(E)函数简便计算方法研究

提出了一种简便的CdZnTe探测器能谱-剂量转换函数(G(E)函数)的计算方法。峰形拟合函数被用于表征CdZnTe探测器对γ射线的低能拖尾,峰形拟合函数的参数通过实验测量获取,并通过拟合得到其随能量变化的关系。Monte-Carlo模拟计算得到的探测器理想沉积谱,经峰形拟合函数卷积得到了修正的模拟能谱,修正的模拟能谱与实际测量能谱吻合较好。基于修正的模拟能谱计算得到了CdZnTe探测器的G(E)函数。标准辐射场中的实验结果表明,用G(E)函数加权积分计算的周围剂量当量率与约定真值基本一致。     

等效均匀化方法在连续能量蒙特卡罗均匀化群常数上的应用

连续能量蒙特卡罗方法均匀化群常数直接用于堆芯均匀计算,不能与非均匀计算保持反应率和界面流守恒,需进一步处理使其满足等效均匀化原理。本工作研究广义均匀化理论（GET）和超级均匀化方法（SPH）在蒙特卡罗均匀化中的应用,并数值验证简化压水堆堆芯和C5G7基准题。研究表明,GET和SPH的应用提高了蒙特卡罗均匀化群常数堆芯扩散计算的精度,可作为蒙特卡罗等效均匀化方法。