研究堆低压电气贯穿件的密封性能

电气贯穿件的密封性能直接关系着整个反应堆的安全性能。为了使电缆贯通式的电气贯穿件能满足研究堆设计文件的密封性能要求,首先分析了贯穿件筒体和电缆密封的难点,针对遇到的难点,分别采取了法兰挤压硅橡胶板和电缆芯线灌胶密封的方法,对贯穿件的缝隙进行密封。利用氦质谱仪器,对低压电气贯穿件样机和电缆进行了密封检测实验,实验结果表明,电缆贯通式的低压电气贯穿件密封结构能满足研究堆的密封要求。     

On the Transition Regime of Nonlinear Error Field Penetration in Toroidal Plasmas

The error field penetration is numerically studied in the frame of the visco-resistive magnetohydrodynamics(MHD) model.A transition scaling is obtained to link the Rutherford and Waelbroeck regimes in the nonlinear phase of error field penetration process.Furthermore,a transition density scaling of[b_r/B_T]_(crit)~n_e~(1/2) obtained in accord with recent experimental observations in the J-TEXT tokamak.     

深穿透屏蔽计算中MCNP减方差技巧应用及比较

在中子输运的深穿透屏蔽计算中,采用有效的MCNP减方差技巧可以有效缩减计算时间提高计算效率。以一维聚变反应堆(CFETR)平板模型作为深穿透屏蔽计算实例,分别应用了几何分裂与轮盘赌、源偏倚、强迫碰撞、权窗、指数变换等减方差技巧,对各种减方差技巧应用过程中遇到的如中子平分布问题,全零权窗问题等问题,进行了分析总结,并在此基础上提出了针对深穿透问题的新的解决思路。通过不同方法分析和组合,获得了权窗和指数变换的最佳组合,使计算效率加速了162倍。     

某核电厂大修期间弱贯穿辐射监测评价

核电厂换料大修期间,部分开放性设备场所中存在较高的弱贯穿辐射。某核电厂在某次大修期间,针对弱贯穿辐射风险较高的场所,进行了弱贯穿辐射场所剂量和工作人员肢端剂量监测,本文报道此次监测工作的内容与结果,给出监测评价和防护建议。     

核设施烟囱气态流出物取样系统气溶胶穿透效率试验研究

核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了Da=10μm粒径下的穿透效率验证试验,其结果为48. 42%;三级取样管线取消弯头,采用直管连接,通过此改进后取样管路的穿透效率提升至53. 21%,满足标准中大于50%的要求。     

核电厂电气贯穿件设备延寿再鉴定方法研究

以秦山一期核电厂电气贯穿件(EPA)为实施对象,基于已有设备设计、制造、鉴定和实际运行数据,并结合国内外核电厂的设备鉴定、老化延寿管理等标准规范和最新研究成果,开展了核电厂设备延寿再鉴定方法研究,同时结合目前国内核电厂类似EPA等1E级核安全设备老化管理的现状,提出了设备老化管理建议。     

一种核空气净化系统吸附剂取样装置的设计与试验北大核心CSCD

设计了一种用于核电厂通风净化系统吸附剂的取样装置,该装置可提供与净化系统内碘吸附剂具有同样运行历史的浸渍活性炭碘吸附剂样品以方便进行定期监督试验。相关验证试验结果表明:6个取样样杯之间的压差非常接近,且流速均在吸附剂流速的±10%之内,因此可以确保6个样杯内的活性炭样品具有相同的与运行气体的接触特性,从而具有同样的代表性;通过6个取样样杯的风速与通过系统主体的风速一致,因而保证了取样样杯里的吸附剂与系统主体的吸附剂具有相同的与空气接触特性;加装取样装置对净化系统的运行没有影响。     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。     

Penetration behavior of water solution containing radioactive species into dried concrete/mortar and epoxy resin materials

Penetration behavior of radionuclides such as ¹³⁷Cs into dried concrete material, dried mortar material and epoxy paint for a few dozen days was observed using a solution containing fission products extracted from irradiated fuels to obtain fundamental information on the radionuclide penetration rate and depth. Hardly any radionuclides could penetrate into the epoxy paint. The radionuclide solution penetrated into concrete and mortar materials to a depth of a few millimeters for a few dozen days. The penetration behavior observed near the surface of concrete and mortar materials was similar to the diffusion of nuclides in media such as water-saturated concrete, bentonite and cement materials.     

The verification tests of the melting conditions for homogenization of metallic LLW at the JAEA

To clarify the operating conditions for the homogenization of metallic low-level radioactive wastes (LLW), melting tests were conducted in the metal melting system of the Advanced Volume Reduction Facilities at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Simulated metallic LLW with a non-radioactive tracer were melted in the induction furnace of the metal melting system. Regardless of the chemical composition or amounts of the simulated wastes, the tracer distribution in the solidified products was nearly homogeneous when the simulated wastes were completely melted in the range from 1550 °C to 1638 °C.