EPR堆芯严重事故下安全壳内γ辐射水平MCNP模拟与分析

根据EPR堆芯结构、材料组成及其屏蔽系统设计,建立了EPR堆芯γ辐射剂量率模拟模型。采用MCNP5分别计算了反应堆正常运行工况、堆芯失水及堆芯融化等严重事故条件下安全壳内γ剂量率空间分布,分析对比严重事故、正常工况下安全壳内辐射剂量率分布与设计剂量率限值的差异。研究结果可为预估EPR堆芯事故情况及核事故应急决策提供相关数据参考。     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。     

EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较

简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。     

应用CDAG方法进行EPR机组的严重事故堆芯损伤研究

介绍了堆芯损伤评价的指导方法,并将西屋公司的CDAG方法论应用于EPR机组进行严重事故堆芯损伤研究。CDAG堆芯损伤程度的评价主要由2个参数判断:安全壳辐射监测值(CRM)和堆芯出口热电偶读数(CET)。本文讨论了CRM与CET的堆芯损伤估算结果存在差异的原因,分析结果表明:①CDAG是一种适用于EPR机组严重事故下堆芯损伤评价的方法;②CDAG方法能反映实时的堆内裂变产物释放的份额,能够快速地为应急组织决策提供支持;③基于EPR设计的CRM和CET整定值的保守计算结果显示出一个较为合理的趋势和范围;④释放方式、燃耗、RCS裂变产物滞留等因素对堆芯损伤估算结果有较大的影响。     

PWR堆芯不同状况下安全壳内辐射水平的计算

介绍一个用于计算压水堆在正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯溶化时安全壳内辐射监测仪表读数值的计算机程序CCRLCC。利用国际原子能机构技术文件中给出的参数输入该程序计算得到的结果和该文件中所给数据进行了比较,从而验证了程序的正确性。应用CCRLCC可以计算在停堆24 h内任意时刻不同堆芯损伤状况下的安全壳辐射监测仪表读数。该程序可以应用于基于安全壳内辐射水平提高的应急行动水平的制定,为事故期间根据安全壳内辐射监测仪表读数确定堆芯损伤状况提供依据。     

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析

为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估.而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件.本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项.对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与APl000的设备鉴定源项进行了对比分析.本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义.     

压水堆事故期间不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的贡献

事故期间安全壳内的辐射水平是堆芯损伤评价和进行防护决策的重要依据,计算不同堆芯状况下安全壳内辐射监测仪表示值是应用该方法的前提条件.文章比较了正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯熔化状况下不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的相对贡献.在安全壳内无喷淋情况下,安全壳内辐射监测仪表示值主要来自碘和惰性气体;安全壳内有喷淋情况下的辐射监测仪表示值主要来自于惰性气体.     

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应（MCCI）,安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

非能动压水堆DVI管小破口始发严重事故源项模拟研究

采用MELCOR程序模拟非能动先进压水堆DVI管小破口始发严重事故下裂变产物释放行为。结果表明:当堆芯开始熔化后,Cs I从堆芯中释放到一回路系统,通过破口喷放到安全壳,惰性气体迅速释放到安全壳。安全壳失效前,安全壳内的Cs I和惰性气体份额最高分别约为70%、83%,环境中的Cs I和惰性气体份额为10-5数量级。安全壳失效后,安全壳内的Cs I和惰性气体份额分别降到了45%、0.38%,环境中的Cs I和惰性气体份额约为28%、90%。     

安全壳卸压排放气体在线辐射监测仪的理论设计

针对核电厂事故条件下卸压排气过程中的放射性气体成分及气体监测要求,对核电厂安全壳卸压排放气体放射性活度探测装置进行了理论设计。并利用MCNP对探测装置进行了模拟计算,结果表明：在选择合理的测量准直器、屏蔽方案条件下,该装置可实现安全壳卸压排放气体放射性活度监测。最后通过实验验证表明,模拟计算结果真实可靠,可为核电厂卸压排气放射性监测设备的研制提供重要的理论支持和参考。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

The comparison of MCNP perturbation technique with MCNP difference method in critical calculation

For a nuclear fission system, we calculated Δk_eff, which arise from system material composition changes, by two different approaches, the MCNP perturbation technique and the MCNP difference method. For every material composition change, we made four different runs, each run with different cycles or each cycle generating different neutrons, then we compared the two Δk_eff that are obtained by two different approaches. As a material composition change in any particular cell of the nuclear fission system is small compared to the material compositions in the whole nuclear fission system, in other words, this composition change can be treated as a small perturbation, the Δk_eff results obtained from the MCNP perturbation technique are much quicker, much more efficient and reliable than the results from the MCNP difference method.When a material composition change in any particular cell of the nuclear fission system is significant compared to the material compositions in the whole nuclear fission system, both the MCNP perturbation technique and the MCNP difference method can give satisfactory results. But for the run with the same cycles and each cycle generating the same neutrons, the results obtained from the MCNP perturbation technique are systemically less than the results obtained from the MCNP difference method. To further confirm our calculation results from the MCNP4C, we run the exact same MCNP4C input file in MCNP5, the calculation results from MCNP5 are the same as the calculation results from MCNP4C.We need caution when using the MCNP perturbation technique to calculate the Δk_eff as the material composition change is large compared to the material compositions in the whole nuclear fission system, even though the material composition changes of any particular cell of the fission system still meet the criteria of MCNP perturbation technique.     

Direct containment heating integral effects tests in geometries of European nuclear power plants

The DISCO test facility at Forschungszentrum Karlsruhe (FZK) has been used to perform experiments to investigate direct containment heating (DCH) effects during a severe accident in European nuclear power plants, comprising the EPR, the French 1300 MWe plant P’4, the VVER-1000 and the German Konvoi plant. A high-temperature iron–alumina melt is ejected by steam into scaled models of the respective reactor cavities and the containment vessel. Both heat transfer from dispersed melt and combustion of hydrogen lead to containment pressurization. The main experimental findings are presented and critical parameters are identified.The consequences of DCH are limited in reactors with no direct pathway between the cavity and the containment dome (closed pit). The situation is more severe for reactors which do have a direct pathway between the cavity and the containment (open pit). The experiments showed that substantial fractions of corium may be dispersed into the containment in such cases, if the pressure in the reactor coolant system is elevated at the time of RPV failure. Primary system pressures of 1 or 2 MPa are sufficient to lead to full scale DCH effects. Combustion of the hydrogen produced by oxidation as well as the hydrogen initially present appears to be the crucial phenomenon for containment pressurization.     

蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序系统的研究与发展

在广泛调研和分析现有几何建模方法特点的基础上研发了具有可视化用户界面的自动建模程序系统MCAM.它可以实现多种商用软件CAD模型与MCNP模型之间的相互转换,且提供了模型建立、预处理、属性分析等基本功能和计算结果可视化及基于医学映像建模接口等扩展功能.全面系统地介绍了MCAM的设计思想与原理、总体结构、主要功能和国际合作协议框架下的应用测试等情况.实践表明,它是一个实用的MCNP计算辅助工具和核设计与核分析质量保证工具.     

Safety of future reactors in France

This document describes current thinking within the Institute for Protection and Nuclear Safety (IPSN) regarding developments desirable from the viewpoint of safety in a new generation of nuclear power plants, the construction of which could begin in France at the end of the nineties. Significant improvements must be sought, particularly as regards the containment, including the core meltdown case. The operating organization, Electricité de France (EDF), is now considering establishing the basis of a project of European dimension (European Pressurized water Reactor - EPR), in connection with German utilities and the Franco-German vendor Nuclear Power International (NPI); the first options important for safety are to be presented and discussed from September-1993.     

对MCNP程序的二次开发

ＭＣＮＰ是一个超大型，先进的多功能蒙特卡罗中子－光子耦合便运程序，在世界范围内得到了广泛的应用，在国内，ＭＣＮＰ主要用于核保障技术，核临界，核聚变，变温汽冷堆，微堆，新堆等方面的计算，本文着重介绍几年来应用ＭＣＮＰ的开发经验和交互绘图功能的配制，总结了一些应用体会，最后探讨了国内所用ＭＣＮＰ的版本应用中表现出的一些不足。