共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析 总被引:1,自引:1,他引:0
核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明:在目前核电厂乏燃料组件中,235U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。 相似文献
2.
300#反应堆最终装载燃料组件源项评估 总被引:1,自引:0,他引:1
快速补全运行历史数据库。改进后的ORIGEN2程序及其辅助程序计算流程化,可适应短运行时段。利用其计算多个时刻反应堆最终装载下燃料组件的源项数据,以此确定反应堆乏燃料外运时间表,从而能及早开展反应堆退役相关工作。计算结果提供的数据,是外运时辐射防护评估的主要依据。 相似文献
3.
4.
5.
6.
三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究 总被引:2,自引:0,他引:2
介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H/CSIM-H,六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上,采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布,并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础.参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来,可以考虑燃耗,功率、慢化剂密度变化.控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明,临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好,偏差均在工程要求之内。 相似文献
7.
8.
通过两年多堆芯力学行为的调查研究,对压水堆中棒束控制组件(RCCA)的不完全插入有了清楚的认识。自从1994年第一件RCCA不完全插入事件报告以来,在广泛的经验反馈和详细分析方法的基础上,已展开了一个大规模的项目活动。本文回顾了堆内燃料组件弯曲分析方法的目的,描述了为这一目的而发展的分析工具以及给出了分析步骤和对产品采取预防措施的主要结果。 相似文献
9.
根据压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,131I、134Cs、136Cs、137Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。 相似文献
10.
11.
12.
本文介绍苏联压水堆核电站燃料组件及其结构材料的科研、生产概况.苏联 BBэP-1000压水堆燃料组件采用带有中心孔的二氧化铀陶瓷芯块、Zr+1%Nb 合金包壳,每个组件装有312根燃料棒、18个导向管和16层不锈钢定位格架,燃料棒呈六角形排列。这种堆有较高的堆芯平均功率密度和燃料比功率,并已有10座堆在运行发电,1987年其平均负荷因子为65.7%。由此可见,该燃料组件有较高的安全性和可靠性。 相似文献
13.
《核动力工程》2016,(3):173-180
采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,~(235)U平均裂变中子数反应、~(238)U辐射俘获反应、~(238)U共振非弹性散射反应及~1H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件kinf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件kinf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中~(238)U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。 相似文献
14.
压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究 总被引:1,自引:1,他引:0
压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。 相似文献
15.
采用一体化严重事故分析程序ASTEC,分别对丧失给水事故(LOFA)和全场断电事故(SBO)进行了模拟。结合丧失给水事故阐述了Zr、Fe、B4C与水氧化反应的机理,比较了Zr、Fe、B4C氧化反应释放的氢气的质量、速率和氧化反应开始的时间。结果表明,事故早期氢气主要来自Zr的氧化反应,Fe氧化反应产生的氢气约占氢气总产量的10%。另外,还比较了LOFA和SBO事故过程中氢气的释放。结果表明,同一反应堆在不同的严重事故进程中产生的氢气的质量、速率、氧化开始的时刻以及堆内氢气分布可能有很大的差别。因此,在进行事故早期氢气源项风险评价的时候要根据不同的事故进程,具体问题具体分析。 相似文献
16.
17.
为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能,采用3×3考验组件,在原子能院重水试验堆HWRR的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验,平均燃耗达25700MWd/tU。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验,检验项目包括:燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、X射线照相、裂变气体释放率测量,包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验,包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量,水垢的X射线衍射分析等。检验结果表明:考验组件设计合理,制造工艺可靠,燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。 相似文献
18.
燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。 相似文献
19.
20.