核电厂燃料元件性能分析程序包的开发

几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程序的配套联接,其程序组合已用于秦山核电厂燃料元件行为分析。根据国际上的最新发展和国内实验工作的进一步开展,今后应在现有程序的改进、材料数据的积累、高燃耗和严重事故下元件性能程序开发等方面给以更多注意。     

核电厂燃料元件性能分析程序包的开发

几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程序的配套联接,其程序组合已用于秦山核电厂燃料元件行为分析。根据国际上的最新发展和国内实验工作的进一步开展,今后应在现有程序的改进,材料数据的积累、高燃耗和严重事故下元件性能程序开发等方面给以更多注意。     

大亚湾核电站换料堆芯关键安全参数检验

简要介绍了大亚湾核电站换料堆芯的安全评价范围及安全评价所需检验的关键安全参数和准则，还给出用引进的法国ＩＮＣＯＲＥ程序包对大亚湾二号堆第二循环堆芯安全评价的结果。其评价内容和方法不仅适用于大亚湾核电站换料堆芯，而且对秦山６００ＭＷ核电站及秦山３００ＭＷ等核电站反应堆换料堆芯的安全评价也都具有借鉴作用。     

钴调节棒更换后RFSP-IST程序通量计算不确定性分析

在中核核电运行管理有限公司秦山第三核电厂（简称秦山三核）调节棒组件变更设计的物理分析中,用于堆芯计算程序RFSP-IST的钴调节棒增量截面由DRAGON产生,它的方法模型与秦山三核安全分析报告RFSAR（2007版）所采用的超栅元计算程序MULTICELL不完全相同,因此有必要对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。基于秦山三核1、2号机组的相关历史运行数据,采用95/95单边上限不确定性分析方法,对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。数值计算结果表明,调节棒组件变更设计及超栅元增量截面计算程序变更未对RFSP IST程序通量计算不确定性产生影响。     

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较

SCDAP／RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序．它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测．并对比分析了这2个严重事故分析程序的优点及相应的计算结果．     

秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证

秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据.     

秦山核电二期工程失水事故分析

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点.本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点.重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果.分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全.     

核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究

对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究.形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设计分析和计算软件系统,并已在秦山核电二期工程和CNP1000反应堆结构设计中得以应用     

脉冲堆热工水力设计程序研制开发

介绍了中国核动力研究设计院自主开发的脉冲堆热工水力设计程序系统。它包括脉冲堆自然循环分析程序（MC－FLOW）、堆芯热工水力分析程序（MC－THAS）和脉冲堆瞬态分析程序（MC－TRAN）。采用原型堆的数据对程序进行验证，其结果表明：脉冲堆热工水力设计程序系统满足热工水力设计的要求，能够可靠地用于西安脉冲堆的设计。     

秦山核电二期工程蒸汽发生器专用吊装工具设计

简要介绍了秦山核电二期工程蒸汽发生器主要专用工程吊装工具的设计。论述了吊装过程、翻转竖立方法、设计原则、设计规范、主要结构材料选用、结构与强度设计、应力分析和试验。这些专用吊装工具已成功地用于秦山核电二期工程１号堆两台蒸汽发生器的吊装。     

反应堆多群常数计算程序的开发、研制(英文)

在CYBER-825计算机上移植、开发了引进的快中子多群常数产生程序FOURACES,热中子多群常数产生程序FLANGE-AE程序,进一步开发了计算共振自屏因子的MINX程序,并研制了产生反应堆多群常数的程序包RMCPP。利用这个程序包产生了63群多群常数工作库MC,将它与核工程临界安全计算MONTE CARLO程序NEMCS相联接,并计算了Pu和U系统的有效增殖因数,取得了初步满意的结果。     

秦山核电二期工程设计基准事故水力学载荷分析

在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件.设计秦山一期核电站时,由于条件限制没有进行详细的水力学载荷分析;广东大亚湾核电站由于是全套引进,国内没有做这方面的工作.秦山核电二期工程是国内第一次在设计阶段进行详细的水力学载荷分析.本文从破口模型、计算机程序和分析方法等方面总结了秦山二期核电站在设计基准事故下的水力学载荷分析.     

失水事故工况下堆坑压力和压力壳受力分析

应用Catem程序分析计算秦山二期核电站在失水事故工况下堆坑内各处温度、压力随时间的变化,随后用Wformom程序分析计算作用在压力壳上的力和弯矩。秦山二期核电站是一个二环路的核动力装置,并且它的两个安注箱中的水直接注射到压力壳下降腔处,安全注射管的高度与一次侧主管道位于同一高度上,为更好地预示失水事故工况下堆坑压力的变化,在进行结点划分时,考虑了秦山二期核电站这些结构上的特点,以一次侧主管道     

CFETR氦冷固态包层及其辅助系统动态氚输运分析

实现氚自持、建立完整的氚循环系统并保证氚安全是中国聚变工程实验堆(CFETR)的主要目标之一。在CFETR氦冷固态包层及其辅助系统设计过程中,需对系统级氚输运行为进行详细分析,包括氚滞留量、释放量、浓度的动态变化等。基于已建立的动态氚分析程序TriSim-Dynamic,在此基础上进行修改完善,利用该程序对CFETR氦冷固态包层及其辅助系统氚动态输运进行分析模拟,得到了冷却剂及提氚吹扫气中氚浓度、氚分压,管壁及结构材料中氚盘存量,氚通过包层结构材料和辅助系统管壁向真空室、水冷系统及建筑的渗透通量动态变化,并将其稳态值与已进行基准校核的稳态氚分析程序TriSim-SA及理论解析解进行比较,以初步验证分析结果的准确性,数据结果也对CFETR氚安全分析提供了一定的参考。     

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

超临界水热物性的快速计算方法

本文提出了一种快速而精确的查询表插值和公式计算相结合的超临界水热物性的计算方法,并编制了一个通用程序包,在确保精度的情况下,大大提高了物性计算的效率,能广泛应用于超临界水堆的安全分析程序中.     

一组CEFR中子动力学程序的研制开发

CEFR现有的瞬态分析程序的中子动力学功能太简单，不能满足多方面的、细致的分析要求，计算方法落后，计算精度不高。因此，有必要开发研制一组中子动力学程序，以满足设计、物理启动实验和运行的需要。该组程序包括NKF、INHR、RHOT和DROP程序，具有高速度、高精度，高灵活性、多功能等特点，均经过广泛验证，已用于CEFR的施工设计和与物理启动有关的计算。     

钠冷快堆棒状燃料堆芯子通道分析程序开发及验证

热工水力分析软件的验证是安全审查重点关注的问题。为了实现不同设计软件间的对比验证,本工作开发出具有自主知识产权的钠冷快堆堆芯子通道分析程序SSCFR,进行中国实验快堆（CEFR）全堆芯稳态分析、子通道稳态分析及全堆芯瞬态分析,并将分析结果与CEFR运行和设计值进行对比。结果表明,SSCFR程序的计算结果与CEFR运行值及安全分析报告中的设计计算值符合较好,可用于钠冷快堆后续的软件对比验证及设计计算工作。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用

秦山第三核电有限公司(秦山三厂)建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施(简称QM-400模块),采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。其设计方案过于保守,且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。因此,本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。采用一维流体瞬态程序CATHENA建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝土固体导热模型,并以试验数据为基础对该模型进行修正,完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。同时采用三维流体计算的CFD程序对QM-400模块独立建模,实现对CATHENA程序的独立验算。取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存模块的设计建造,提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。