SPACE-R意外掉落事故的临界安全分析

当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE-R是设计目标为40kWe、10a寿命的空间核反应堆。适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算,可知两种方案均对SPACE-R在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案,能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。     

钼铼合金对掉落临界安全的影响

发射阶段的掉落临界安全是空间快堆设计中的重点和难点。目前空间快堆保证掉落临界安全的常用手段之一是采用谱移材料兼作结构材料。钼铼（Mo-Re）合金因其优异的谱移性能和高温性能常用作空间快堆的谱移材料和结构材料。本文以美国Prometheus基本型堆芯方案为研究对象,采用MCNP程序计算并分析了不同Re含量的Mo-Re合金对掉落临界安全的影响及其机理。计算结果及分析表明：Re含量不同,反应堆掉落工况对临界安全影响也不同;能谱软化和Re含量增加引起的Re共振吸收增强是最严重掉落工况转变的主要因素。     

次临界能源堆全厂断电事故研究

针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。     

截短型燃料组件堆内贮存临界安全分析

基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事故工况的反应性。计算得到事故工况下有效增值因子最大值为0.932 83。小型压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析中,正常工况及事故工况下计算结果均小于0.95。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域处于次临界状态,且安全可控。     

小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要,整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点,采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究,以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd2O3涂层的燃料芯块的有效增殖系数（keff）,其中涂层厚度为50μm时满足临界安全要求;分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热,验证表明其不影响堆芯正常运行,确定了此种反应性控制方案的可行性。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆（CARR）的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。     

先进空间快堆安全特性分析

以200kW空间快堆RAPID－L为对象，建立瞬态分析模型，分析了在无保护超功率事故UTOP和无保护失流事故ULOF下的瞬态特性。计算结果表明:快速型锂膨胀模块（LEM）可以随着冷却剂温度变化自动快速的响应，能够在不停堆的情况下保证反应堆的安全，因此，RAPID－L具有固有安全特性。     

中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例，对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1．5s掉落)进行分析计算，找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速，确定了4mm／s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明，这种设置和棒速是合理的、安全的。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。     

空间快堆事故工况下温差发电器特性研究

从温差发电器的瞬态导热数学模型出发，研究空间快堆在发生无保护超功率事故(UTOP)与无保护失流事故(ULOF)情况下温差发电器温度和热电转换效率的变化趋势。结果表明，在空间快堆发生事故时，温差发电器的热力学变化足以保证热电装置和空间快堆的安全性。     

核临界事故报警仪阈值与有效作用半径的研究

针对国家标准GB 15146.9-1994中关于核临界事故报警仪阈值设置方法的不妥之处进行了修正和完善。通过计算不同核临界安全事故在“所关心的最小临界事故”下的源项参数以及不同屏蔽材料的屏蔽性能,得到修正后的核临界事故报警仪在实际应用中阈值与有效作用半径的确定方法。结果表明：不同裂变源项和不同屏蔽材料对报警仪阈值设置影响很大;在屏蔽材料研究的同时,必须考虑到次级光子的贡献。经修正后的报警仪阈值设置的计算公式将为报警仪在实际厂房中的应用提供一定的参考。     

最小核临界事故源项分析

文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果符合良好。     

日本JCO临界事故的辐射监测

1999年 9月 3 0日 1 0 :3 5日本核燃料处理公司 ( JCO)的 3名工作人员在将约 1 6.6kg浓缩铀溶液直接倒入沉淀池内时引发临界事故。事故的核裂变总数为 2 .5× 1 0 1 8,释放出大量中子和 γ辐射 ,3名当事人都受到严重中子和 γ照射 ,表现出厌食、恶心、呕吐、腹泻等典型的急性辐射综合症。当天 1 5:0 0东海地方当局实施半径 3 50 m范围内 2 0 0人避迁撤离措施 ,1 0月 1日 6:0 0链式反应终止 ,1 0月 2日 1 8:3 0日本政府宣布解除对该地区的警戒。事故发生后日本有关部门和机构对事故处理、事故分析、应急监测、事故影响评价、公众沟通等方面做了大量工作。这次事故在国际核事故分级表上列为 4级 ,场外无明显放射性污染 ,临近公众受到轻微照射。本文介绍 JCO临界事故的事故序列、事故响应、事故监测和剂量估算。     

SiO2热中子散射截面在空间堆事故分析中的应用

SiO₂热化效应可能对核废料地质储存库分析和空间反应堆坠落湿沙情况下的临界安全造成一定影响。本文结合最新的ENDF/B Ⅶ-1的TSL库,制作了ACE格式的SiO₂热中子截面数据库。分析了不同温度对SiO₂热中子散射截面的影响,比较了采用声子谱模型的SiO₂热中子散射截面数据与采用自由气体模型的SiO₂热中子散射截面数据的差异,并采用本文制作的截面库,对空间堆坠落湿沙情况下的临界安全特性进行了分析,给出了反应堆最易重返临界的湿沙成分比例。