CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。     

CAP1400控制棒驱动线抗震试验研究

在多点激励试验装置上,对大型先进压水堆CAP1400控制棒驱动线进行抗震试验研究。试验中采用多频波法在控制棒驱动线2个方向同时地震激励,得到了控制棒驱动线在低水平地震(LLSE)和安全停堆地震(SSE)下的应变值和加速度值。试验结果表明,CAP1400控制棒驱动线在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

CAP1400核电厂主管道112吨电渣锭研制

文章简述了在世界上首次生产CAP1400主管道用SA376 TP316LN 112 t电渣锭的关键技术和取得的成果,指出生产CAP1400主管道锻件必须采用电渣锭,电渣重熔的关键是有效保证超低碳、氮含量、高纯净度和高均匀性。     

反应堆堆腔漏束中子辐射场计算程序系统

用蒙特卡罗方法制作的中子反照率数据库A23与SAIL库符合得很好。用具有反照率近似的蒙特卡罗方法编制的RSCAM程序系统计算反应堆堆腔内及安全壳操作大厅中的中子辐射场。该系统计算的中子在方型混凝土管中的剂量率分布与实验结果符合得较好。     

CFETR NNBI验证样机X射线辐射屏蔽设计

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)负离子源中性束系统(Negative ion based Neutral Beam Injection system,NNBI)验证样机拟引出负氢离子束。离子束在产生和传输过程中,束粒子与样机结构材料固体靶相互碰撞,将产生韧致辐射(X射线),当CFETR NNBI验证样机运行在设计的参数下(束能量为200 keV,流强20 A),距离离子源真空壁(真空壁厚2 cm)1 m处的壁外剂量率高于一般工作人员辐射剂量率限值(10μSv·h~(-1))。为了降低辐射剂量率,确保工作人员辐射安全,本文通过对样机进行辐射屏蔽理论计算与模拟研究,提出了将样机下沉加铅板的屏蔽设计方案,并开展了辐射模拟分析。结果表明:该方案满足CFETR NNBI验证样机运行的辐射安全要求。     

CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。     

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。     

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。     

合肥国家同步辐射实验室核物理实验区的辐射屏蔽设计和防护评价

本文主要介绍合肥国家同步辐射实验室(HNSRL)核物理实验区辐射屏蔽计算的方法及结果。对能量为400MeV、束流功率为6 kW 的电子束轰击靶时产生的轫致辐射和次级中子进行屏蔽计算;估算了靶室顶部次级中子的天空反射对周围辐射水平的影响;对靶室内的感生放射性气体(主要是~(13)N)的浓度进行了估计,确定了排放烟囱的高度。文中对靶室和核物理实验大厅提出了设置局部屏蔽和防护门等防护措施。     

CAP1400一回路系统管道弯制工艺研究及质量控制

研究了CAP1400核电反应堆一回路系统管道弯制过程中的主要关键工艺,包括中频弯管的临时推管设置、推进速度、冷却方式优化等以及固溶热处理,并提出管道弯制成形后的检验和验收以及弯制过程中的质量控制。     

仿生导叶对CAP1400主泵性能影响研究

为探究仿生导叶对主泵整体性能的影响,本文以CAP1400主泵的缩尺模型（1:2.5）为研究对象,提出了一种新型导叶叶片仿生设计结构,并通过优化设计平台得到了优化模型（仿生导叶最优解）。采用数值方法得到了主泵全三维模型的水力性能和安全性能,并通过对比分析原模型与优化模型之间性能差异,得到结论：在设计工况下,优化模型使主泵的扬程和效率分别提高了1.7%和1.9%;优化模型具有降低内流场噪声和改善导叶叶片表面应力分布的作用;优化模型对主泵空化性能影响不大。本研究结果可为后续主泵进行水力设计和声学预测提供参考。     

西安脉冲堆中子照相屏蔽体改建设计计算

文章采用蒙特卡罗程序耦合抽样技巧，对西安脉冲堆中子照相孔道外的屏蔽体进行改建设计计算，确定了中子照相孔道口出射束流参数和多种材料组合的屏蔽参数。实验测试结果表明，理论计算可靠，达到了改建指标。     

γ射线辐射屏蔽计算研究

在探伤室环境影响评价中,以192Ir源产生的γ辐射场为例,将经验公式计算结果与实测结果进行对比,得出如下结论:无屏蔽条件下,经验公式估算结果与实际测量结果基本相符;经屏蔽体屏蔽后,用经验公式法估算的结果偏保守,与实际测量值最大相差1个量级。     

HIMM治疗室的辐射屏蔽设计

为了保证医用重离子加速器（HIMM）运行时的辐射安全,利用FLUKA计算了治疗时产生的瞬发中子源项,并对次级中子、γ辐射对屏蔽的影响进行了分析。用半经验公式及FLUKA计算了屏蔽厚度,给出了HIMM治疗室的屏蔽设计。在HIMM最大负载运行时,测量了屏蔽外中子剂量率,测量结果与模拟计算结果相符合。结果表明,本文选用的屏蔽设计方法是合理的,HIMM治疗室屏蔽设计方案满足国家标准要求。     

非对称压水室对CAP1400主泵性能影响的分析研究

压水室作为主泵的边界,不仅承担着压力而且还是周向流出的导叶与单向流动的管路之间的唯一桥梁。为探究压水室对整机性能的影响,以CAP1400的1:2.5缩比模型为目标,提出了一种关于主泵非对称压水室的设计方法,并设计出4种不同几何尺寸的非对称模型。借助计算流体动力学（CFD）数值方法,得到含有口环间隙的核主泵全三维模型的内部流场、外特性及瞬态载荷信息。通过对比分析获得结论:4种非对称压水室模型将上盖板处径向载荷减小60%以上,使叶轮及总径向载荷的主频幅值减小13%以上;在保证径向载荷有明显改善的同时,还能有效提升泵体效率和扬程,前者改善更为明显,提升范围为0.57%~0.83%。      

用屏蔽试验堆获取硼中子俘获疗法所需中子束的研究

硼中子俘获疗法是６０年代兴起的治疗恶性肿瘤的新方法，属于多学科多技术相结合的一门应用科学。本文扼要介绍了清华屏蔽试验堆开展此项研究工作的技术进展情况以及若干关键性的技术问题。     

基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计北大核心CSCD

在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。