Data-Acquisition System for the Fast Criticals ZPR-6 and ZPR-9

This system is used for experimental data acquisition and processing for the ZPR-6 and ZPR-9 fast critical assemblies. It replaces a setup based on a Systems SEL-840 computer that had been in use for almost a decade. It is noteworthy for a number of departures from standard Harris hardware and software. These were made to minimize expense and to facilitate this changeover as well as future changeovers.     

铀溶液临界装置抗震分析

铀溶液临界装置充装大量液体,抗震分析采用简捷有效的附加质量法处理液动压力的关键问题.容器高架夹套、质量分布上重下轻以及连接松脱的结构特点导致系统抗震能力较差.对此,通过对交叉加固和平板约束方案的对比分析,最终采用在装置上部增加约束的方法极大提高了系统抗震能力,使装置抗震性能满足了有关要求,并为设计提供了可行的结构优化方案.     

反应堆冷中子源的调试运行

冷中子源装置利用14.5 K的低温氦气作为制冷剂。通过制冷系统的不停运转,将冷源氢系统内的氢液化。液态的氢充满着整个堆内部件系统的慢化剂室,使得其周围的热中子与液氢慢化剂进行能量交换,变为冷中子,再通过中子导管将冷中子输送到散射大厅各台谱仪上。冷源装置所有子系统调试运行的成功是获得冷中子的基础。在冷源调试中,氦制冷系统调试运行最为繁琐。着重介绍氦制冷系统在调试过程中遇到的问题及解决措施。     

Science and Technology of Reactor Reactor Core Geometry Arrangement Research of Spent Fuel Critical Facility

With the development of nuclear power, the nuclear critical safety problem becomes more and more significant. The burnup credit technology has been applied to analysis of the nuclear critical safety. This has significantly enhanced the capacity of storing, transportation, reprocessing and improved the economy of back end fuel cycle. It is very important to carry out critical experiment on spent fuel for selecting calculation code packages and validating calculation methods using burnup credit technology. Before building the spent fuel critical experimental facility, massive detailed critical calculation should be performed.     

土建结构与主回路耦联模型抗震分析研究

以巴基斯坦恰希玛核电厂为分析对象,用响应谱分析法以及时程分析法对将士建结构及主回路系统设备按其实际连接(支撑)情况共处一体的耦联计算模型进行抗震分析计算,将其结果与解耦后的主回路系统模型的计算结果相比较,并进行初步的分析探讨.在分析中,用弹性梁单元来模拟主回路系统设备及土建结构,土建结构采用由剪力墙组合的悬臂梁模型.在解耦模型中,各设备的支撑是以具有实际支撑刚度的弹性梁单元支撑在刚性悬臂梁(单点输入)及弹性悬臂梁(多点输入)来模拟.耦联模型的地震载荷按照实际情况,由土建结构的底部输入.通过比较发现,主回路系统设备与土建结构的耦合效应不容忽视,实际抗震设计中不宜用以往的解耦模型进行抗震分析.     

核反应堆试验台架比例分析方法的发展和应用

比例分析方法为建立合理的反应堆安全系统缩比试验台架提供了理论基础。本文结合比例分析方法的发展,探讨了不同比例方法的特点,并总结了部分已有台架的比例设计概念及评价,为反应堆系统试验台架比例方法的选取提供了参考。结果表明,线性比例方法中的加速度比例项使其应用受到限制;功率-体积法是一种简单有效的比例方法,但瘦高台架的特点也使此方法存在不可避免的弱点;H2TS（HierarchicalTwo-TieredScaling）方法以PIRT（PhenomenaIdentificationRankingTable）表为基础,对系统中重要整体过程和局部过程均进行了比例分析,其发展的相似准则中含有流体物性比例项,为台架比例概念的发展提供了条件。我国将以H2TS方法为指导建立非能动堆芯冷却系统试验台架ACME。     

反应堆结构的三维非线性地震分析

建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震(SSE)下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

A comparative study of ZPR-6/7 with MCNP/5 and MC-2/REBUS

This work models the INL ZPR-6/7 assembly employing two different approaches: a probabilistic approach using MCNP/5 and a deterministic one using MC²-2/REBUS. With MCNP/5, each drawer of the assembly is modeled in detail with regard to geometry and fuel loading. In the deterministic approach, the MC²-2 collapses cross-sections in energy and space into a 15 few group structure homogenized spatially over each drawer for the REBUS 3D model. Various reactivity coefficients and reaction rates at different locations inside the core were evaluated and compared for both approaches and contrasted to published experimental data and were found to be in good agreement.     

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。     

反应堆冷却剂系统抗震支撑方案改进

对M310堆型的反应堆冷却剂系统(RCS)进行抗震计算,发现蒸汽发生器(SG)的地震响应偏大,并认为是支撑结构刚度不足所致。基于以上研究,提出RCS支撑的改进方案。抗震计算证明改进方案能加强SG的支撑刚度,提高RCS的抗震能力。     

西安脉冲堆中子照相系统性能测试及应用

介绍了西安脉冲堆中子照相系统的组成以及对该系统进行性能测试的方法与结果。结果表明，所用BAS－ND中子屏的固有不锐度为0.15mm；在稳态堆芯及脉冲堆芯布置中，中子照相孔道射线束中的有效热中子含量偏低，而有效γ射线含量偏高；在孔道中采用铅来过滤射线束能明显降低有效γ射线含量。     

核燃料循环设施抗震设防要求的探讨

简述了国内外核燃料循环设施抗震设防相关标准规范要求,以设施存在的潜在风险作为确定抗震设防要求的出发点,在充分考虑核燃料循环设施特点的基础上,探讨了抗震设防的主要考虑因素。结合我国核设施抗震设防实践,提出了典型核燃料循环设施的抗震设防要求建议,并与国外相应抗震设防要求进行对比,旨在形成统一的、较为明确的抗震设防尺度,供核燃料循环设施设计和审评时参考。     

10MW 高温气冷实验堆的地震监测系统

为了保障地震发生时10MW高温气冷实验堆（HTR－10）的正常运行和安全停堆,设置了地震监测系统。该系统按无人值守方式设计,主要由高灵敏度的加速度传感器、高可靠性的工业控制计算机和成熟的地震分析软件组成,信号采集处理采用了最新技术。系统监测三个测点的九路加速度时程信号,判断为地震信号后计算峰值加速度,超过报警阈值时向主控室提供声光报警信号;系统同时计算响应谱和设计响应谱,并与理论设计响应谱进行比较,最后打印出地震报告。抗震试验和性能试验结果表明,该系统符合抗震设计要求,其功能覆盖并超过了组合使用的多种地震监测仪表。     

反应堆结构三维非线性抗震分析研究

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。     

高温气冷堆地震丧失厂外电的风险评价

地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量（概率安全目标）的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。     

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素.     

ADS原理验证装置燃料布置方案

"启明星"的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统(Accelerator Driven System,ADS)的原理验证装置,采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区.使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实验装置进行设计计算,根据keff在0.90～1.00之间的设计要求,确定了热区的燃料栅格.     

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     

摇摆条件下一体化反应堆模拟回路冷态流动特性研究

对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷态摇摆时流量波动大小取决于回路结构、阻力大小、摇摆轴位置和摇摆角加速度,减小分流段长度能有效抑制波动;流量波动与摇摆角度间的相位差与回路的结构参数相关,其大小正比于摇摆频率,反比于回路阻力系数。