俄罗斯库尔恰托夫研究所核材料控制新系统

[美国《核燃料》1994年5月9日刊第15页报道] 出于对源于苏联的核材料非法交易的关注和西方国家为帮助前苏联的新的共和国处理该事项而提供的援助,促进了俄罗斯库尔恰托夫研究所(KI)在与美国技术研究所(ATI)进行一项合作项目中,建立一     

高温气冷堆核材料衡算方法研究

高温气冷堆（HTR）采用球形包覆颗粒燃料元件,采用不停堆换料运行方式。因此,其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆,也不同于散料核设施,不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此,本文针对HTR核材料管理,提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量（MUF）评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点,综合考虑件料和散料衡算两种模式,通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究,最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估,为HTR核材料监管提供技术基础。目前,该方法已应用于我国HTR的核材料管理,取得了预期的效果。     

乏燃料后处理厂核材料衡算仿真

为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算,寻找核材料衡算不平衡差（MUF）的主要因素,采用基于数值模拟的系统仿真方法,以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型。改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量,然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差,将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值。仿真计算结果表明,1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50%、40%以上,是主要误差来源。1AF的体积测量误差较小,占比MUF方差小于15%。废液中U和Pu含量很低,U和Pu含量测量的误差分别为10%和30%,对MUF方差影响不大,占比MUF方差分别小于3%和1%,废液的体积测量误差较小,占比MUF方差小于1%。U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间,不是MUF误差的主要来源。     

散料核设施核材料衡算与MUF评价

针对散料核设施，提供了一个核材料衡算和ＭＵＦ评价的方法。核材料衡算是以一个核材料平衡区为衡算单位，以一个闭合的核材料平衡期为限，按核材料平衡方程式（ＭＵＦ方程式）来计算。衡算的结果（即计算的ＭＵＦ值），采用概率－统计技术来进行ＭＵＦ评价，其结果可作为推断核材料是否发生了转移和大量流失的依据，并作为衡量散料核设施核材料衡算与管理性能的标志。     

核材料衡算工作中MUF评价的分析及优化

涉核企业核物料管理需依托核材料衡算工作去考量物料使用、损失情况,避免核材料发生未知的大量流失,对人民的安全和健康以及核企业的经济效益造成不可估量的损失。MUF评价的影响因素有很多,本文通过对当前MUF评价方法进行分析找出在取样和分析系统误差测算方面的薄弱环节,利用统计学方法计算出最佳取样方案,同时利用标准物质测算得出最接近真值的分析系统误差,从而使MUF评价更加精细、准确。     

田湾核电站（TNPP）核材料平衡区（MBA）之浅析

在核电站核材料衡算管理中，核材料平衡区的划分是根据核电站自身的结构特点。在满足电站核材料衡算管理要求的前提下人为设定的区域，旨在能够方便、准确掌握核电站平衡区内的核材料存量及变化活动。本文从田湾核电站结构的特点出发，介绍田湾核电站核材料平衡区的划分及其特点。并与相应的参考电站一巴拉科夫核电站(BNPP）进行比较说明．     

动力堆核材料数据库管理计算机系统

文章叙述了动力堆核材料数据库管理软件的开发成果。分析了该系统的模式、数据管理的实现、程序主要功能以及其它特点。该系统成功地应用于大亚湾核电站和秦山核电站的核材料管理计算机自动化。     

件料核材料衡算MUF评估软件设计

以核材料衡算技术为基础,编制了件料核材料衡算MUF评估软件.该软件由数据输入模块、数据处理模块、数据查询模块、数据打印模块、系统设置模块等组成,能进行MUF值评估,根据MUF值和MUF测量方差进行t检验和置信区间估计,并能进行结果查询、打印、生成报表,同时多用户管理功能增强了信息的安全性.     

关于核材料衡算中秤重误差方差的求取

由于秤重在核材料衡算中的大量应用,如何求取秤重的随机误差方差与秤量的系统误差方差是解决核材料闭合衡算的一个重要方面。本文循序渐进讲述如何求取这两类误差的方法及步骤,以期对核材料衡算工作有一定的借鉴。     

200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性

２００ＭＷ核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的，并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析，表明该系统具有良好的安全特性，在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆，为具有固有安全特点的２００ＭＷ核供热堆提供了重要的技术支持。     

核电站流出物监测仪的校准

阐明核电站流出物监测仪的校准方法和初级校准与次级准的转换关系，并就这种方法的合理性和可靠性以及传递误差进行了简单的讨论。     

电子散射磁谱仪磁铁电源的远距离程控和监测系统

一、引言目前,我们正在研制一台为中能电子散射用的广量程磁谱仪。谱仪包括谱仪磁铁及其供电、供水系统、多丝漂移室、多丝正比室、闪烁计数器、铅玻璃簇射计数器和相应的电子学及数据获取系统。由多次散射和探测器位置分辩限制的谱仪动量分辨约为0.16%(FWHM),要求磁铁供电电源的稳定度好于0.02%,这里电源稳定度的定义为:     

国家环保总局核事故后果评价与预测系统的设计与开发

国家环保总局核事故后果评价与预测系统的开发遵循成熟、实用、先进的原则。源项估计、大气扩散与辐射剂量计算以及应急防护措施分析采用国内外具有良好应用经验和反映当前应急干预原则要求的方法和模块,系统界面的设计强调评价流程的逻辑结构和用户友好性。本文介绍这个系统的总体框架设计、主要评价模块的特点与功能、系统数据库设计、系统运行环境设计以及用户界面的设计特点。     

Development and diversity and defense-in-depth application of ABWR feedwater pump and controller model

This work developed an advanced boiling water reactor (ABWR) feedwater pump and controller model, which was incorporated into Personal Computer Transient Analyzer (PCTran)-ABWR, a nuclear power plant simulation code. The feedwater pump model includes three turbine-driven feedwater pumps and one motor-driven feedwater pump. The feedwater controller includes a one-element/three-element water level controller and a specific feedwater speed controller for each feedwater pump. The performance tests, including step change of dome pressure, feedwater pumps transfer, inadvertent closure of all turbine control valves, and one feedwater pump trip at 100% power, demonstrate the feasibility of dynamic response of stand-alone model and incorporated model. Furthermore, a diversity and defense-in-depth analysis is performed to demonstrate the feasibility for motor-driven feedwater pump as an emergency core cooling system (ECCS) automatic diverse back-up. In Lungmen nuclear power plant (NPP), a diverse manual initiation means for the high pressure core flooder (HPCF) loop C is designed as the back-up of digitalized engineered safety features actuation system (ESFAS). If the motor-driven feedwater pump (MDFWP) can be an automatic digital diverse back-up for ESFAS, Lungmen NPP would be more robust to defend against software common-cause failure (CCF).