国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构（IAEA）2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件（SSC）安全分级导则（SSG-30）,其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。      

压水反应堆PING监测道取样系统模拟设计

为了保证压水堆PING监测道取样具有代表性,对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子透过率不小于50%。利用Deposition2001a软件模拟气溶胶在取样系统中的透过率,对碘的沉积规律进行了讨论,获得了在一定条件下ACP1000压水堆PING监测道取样系统的优化设计方案,可为其他堆PING监测道取样系统设计提供参考。     

非增殖轻水钍反应堆——一种解决轻水反应堆堆芯工艺的新途径

本文概述了非增殖轻水钍反应堆的性质和特点,尤其是与铀堆相比的许多优点。文中还介绍了钍堆堆芯的设计工艺、芯内燃料消耗量的调节、放射性监控系统、防止扩散的能力及其因素,以及乏燃料的贮存和处置等问题。     

日本正在开发一种国际性的固有安全反应堆

日本正在积极开发Iser固有安全反应堆。Iser不是一种专利商品,是一种普通的概念,为了开发这种概念,估计将成立一个国际性的合作组织。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6％降至1％,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析

为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ（１３３ｘｅ）。在监测中存在的主要干扰因素是高能γ射线产生的湮没辐射、ｗａｌ探测器周围ｐｂ屏蔽上产生的７５ｋｅＶＸ射线及由１９Ｏ和１６Ｎ产生的γ射线。在１座反应堆２次事故排除的元件安全性监测中，分析方法成功地得到了应用。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6%降至1%,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

压水反应堆稳态热工设计程序开发

核反应堆稳态热工设计是反应堆堆芯设计的基础,是确保反应堆安全稳定运行的重要保障。为探索反应堆稳态热工设计的设计过程,验证所选取的计算模型和计算公式是否满足要求,本文在给定设计准则和已知参考堆部分参数的条件下,采取开发一个压水反应堆稳态热工设计程序的方式,计算出多种工况下堆芯的运行参数并开展分析,以进行相关验证。经过对计算结果进行分析,表明该程序所计算出的各参数基本符合实际情况,并满足热工设计准则,说明该程序的计算过程基本上是正确的,可以用来做反应堆稳态热工设计。同时,也证明了本文采用的计算模型、设计准则、计算过程公式、程序设计流程等是可行的,可为其他反应堆稳态热工设计及程序开发提供参考。     

美国能源部《非反应堆核设施安全分析编制指南》分析及对我国相关工作的启示

为规范和指导非反应堆核设施安全分析报告的编制,美国能源部发布了《非反应堆核设施安全分析编制指南》,分析该指南的主要技术内容,并给出借鉴该指南修订我国相关法规、导则及开展概率安全评估(Probability Safety Assessment,简称PSA)的建议。     

热谱超临界水冷反应堆固体慢化剂研究

因为热效率高（大约45％，而轻水堆为33％）和设备的大量简化，超临界水冷反应堆（SCWR）是最有前途的第四代核反应堆之一。SCWR有着较高的热力学工况（高运行压力和温度），显著减少了安全壳体积，削减了对再循环泵、喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器及蒸汽干燥器的需求：过去十多年，日本完成了一个大型的1700MW SCWR的完整概念设计。初步的经济分析显示，与参考的先进轻水堆（ALWR）相比，这个系统可实现建设成本显著降低，高达30％。     

小型模块化压水反应堆应急计划区划分探讨

文章概述了小型模块化压水反应堆(以下简称小堆)厂址适宜性要求、国际上现行应急计划区的分区和大小,介绍了反应堆应急计划区的确定方法,同时对我国小堆应急计划区的划分提出可能的建议。     

带非能动安全系统的一体化船用反应堆研究

一体化船用反应堆可用于极地破冰船和特殊材料运输船、水下海洋观测艇、海水淡化及陆上供热等用途．其主要设计特点是：一体化反应堆。内置型控制棒驱动机构和非能动安全系统．一体化堆型结构紧凑。安全性好，并且减轻了全船的耐压要求．对一体化船用反应堆的研究。主要集中在：①一体化反应堆的研究发展和堆型的选择；②一体化船用反应堆的设计原理和安全要求；③一体化船用堆MRX的堆芯物理和热工设计；④MRX的主回路系统和设备；⑤：MRX的内置型控制棒驱动机构；⑥MRX的非能动应急余热排出系统和充水式安全壳。⑦MRX的安全分析；⑧反应堆和全船的工程模拟系统，研究中特别关注适合高温、高压、高湿度的材料研制以及海洋条件对反应堆安全性能的影响。     

反应堆硼和水补给系统硼酸箱安全液位相关的设计分析和改进

反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸.其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆.设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值.与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统.其安全...     

钠水反应试验研究概况及进展

经多年研究选择,快堆大多采用钠作为载热剂,使蒸汽发生器内的水蒸发推动汽轮机发电。在蒸汽发生器内钠和水只有传热管一壁之隔。由于设计、加工工艺和运行条件、腐蚀等种种问题导至传热管的泄漏、破损是难以避免的。由此引起的高压水向销侧喷射,发生钠水反应。这种剧烈的放热反应,使附近温度、压力急骤升高,从而引起爆破。钠水     

两个德国在反应堆安全方面的合作

【西德《原子经济》1990年第3期第122页报道】民主德国的反应堆安全是一个令人关注的话题。东、西方的舆论界几乎没有一天不获悉关于民德核电厂以往或近期运行的新情况。两年多来,西德和民德在反应堆安全研究方面进行了合作,现时已进入实践阶段。这项合作的依据是两国政府于1987年9月8日签署的科技协定。     

大型石墨反应堆退役策略研究

大型石墨反应堆由于废石墨放射性活度大,处理处置工艺不成熟,拟采用延迟拆除策略,而长期安全封存就得有效控制放射性物质外溢、抵御地下水浸入、堆芯支承可靠、便于检测和监督等.     

核燃料循环设施物项安全分级方法研究

简单合理的物项安全分级,不仅可以提高设施的安全性,而且还可以减少审评双方的分歧,降低营运单位和设计单位的工作量。在分析国内外核动力装置采用核安全功能进行物项安全分级和乏燃料后处理设施采用剂量准则开展物项安全分级的基础上,研究提出了采用放射性物质包容量开展核燃料循环设施的物项安全分级的方法,并采用“未缓解释放”的事故分析方法,将放化安全一级(250 mSv)和放化安全二级(5 mSv)对应的剂量准则转化为放射性物质包容量限值。     

反应堆安全分析仿真机的支持软件的开发

研究了反应堆安全分析仿真机的物理模型、热工水力模型、辅助系统建模方法及数值计算技术,用全隐式差分法求解核蒸汽供应系统各个节块、节点的联立方程,在Windows平台下开发了仿真支撑软件与计算软件.用本文开发的安全分析仿真机与Relap5程序对小破口事故进行了计算比较.结果表明,本模型模拟破口事故主要参数的变化规律与Relap5程序的计算结果相符,且本仿真机能够进行实时仿真计算,计算稳定性较好.     

一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法

本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性。通过将神经网络预测结果作为遗传算法适应度函数的参数进行约束寻优,能够快速找到船用反应堆模型最佳的屏蔽结构参数,大幅度提高了反应堆屏蔽结构优化计算效率。     

状态微分反馈控制与压水反应堆功率现有两种控制系统的等价性研究

本文提出了一种新型的反馈控制--状态微分反馈控制,并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性,这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明,所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。