熔岩玻璃体核素90Sr和239Pu释放量的计算

基于全等、均匀体分布的玻璃小球模型,推导了熔岩玻璃体中核素溶解释放率的数学计算公式,参考利佛莫尔实验室测量的玻璃溶解速度估算花岗岩介质熔岩玻璃体在25℃条件下的溶解速度下限为5.04×10-7g/(m2.d),上限为1.42×10-4g/(m2.d)。计算了核素90Sr和239Pu的溶解释放率和释放份额,结果表明:熔岩玻璃体在高温阶段的核素释放率比环境温度时高出4～5个数量级,大部分核素释放量发生在这个阶段。核素90Sr的释放份额介于0.3%～65%之间,核素239Pu的释放份额介于0.5%～82%之间。温度、玻璃溶解速度和反应性比表面积是影响核素释放的关键因素。     

熔岩玻璃体239Pu在地下水中的迁移模拟研究

针对内华达核试验场CHESHIRE地下核试验状况和近场水文地质参数,建立了熔岩玻璃体²³⁹Pu的溶解释放和迁移模型。估算了熔岩玻璃体释放产生²³⁹Pu的速率,将释放出的²³⁹Pu分为溶解态和胶体态,以软件FEFLOW作为建模工具,数值模拟了10万年内溶解态²³⁹Pu和胶体态²³⁹Pu在地下水中的污染羽分布。模拟结果表明,溶解态²³⁹Pu不能发生远距离迁移,影响迁移的关键参数是分配系数,当分配系数大于10 mL/g后,可忽略溶解态²³⁹Pu的远距离迁移;胶体态²³⁹Pu在爆心下游形成较固定的污染晕,距爆心1.3 km处的胶体态²³⁹Pu的模拟活度浓度长期处于10^-2 Bq/L;影响胶体态²³⁹Pu迁移的主要因素包括熔岩玻璃体的溶解速度、熔岩玻璃体释放²³⁹Pu形成胶体态²³⁹Pu的比例、岩层渗透系数。由模拟结果可见,只有当²³⁹Pu形成胶体粒子后才可能发生远距离迁移。     

通用级联衰变动力学简化计算

级联衰变动力学方程是描述放射性同位素衰变规律的基本方程之一,衰变过程的复杂性和衰变子体的多样性,使级联衰变动力学计算十分复杂。本工作分3种情况给出通用级联衰变动力学解析解表达式,用矩阵函数对其进行形式简化,使级联衰变动力学计算简单明了,便于应用;对级联衰变公式进行简单讨论,并利用该公式求解了²³⁹Pu级联衰变中各级子体的原子数及²³⁹Pu的衰变热功率。     

《轻水堆核燃料衰变热功率的计算》标准审查会在京召开

能源行业核电标技委于2011年2月24日至2月25日在北京召开了《轻水堆核燃料衰变热功率的计算》标准送审稿的专家审查会。该标准项目属于2009核电标准化科研计划,由核工业标准化研究所、中国原子能科     

不同级钚材料的衰变放热功率计算分析

钚材料中放射性核素会不断衰变并释放能量,改变钚材料及周围部件的温度。为研究不同级钚材料在其整装存储及运输过程中衰变放热功率随时间的变化规律,依据不同级钚材料的放射性核素组分,在分析核素级联衰变规律的基础上,并在物理模型中考虑衰变时的能量分支比,计算得到了武器级钚、反应堆级和混合级钚材料中各核素的衰变放热功率和总热功率随时间的演变规律。计算结果表明,1 kg不同级的钚材料,其衰变放热功率最大的是混合级钚,放热最少的是武器级钚;武器级钚材料衰变放热功率主要来自于~(239)Pu,而反应堆级与混合级钚材料的衰变放热功率主要来自于~(241)Pu和~(238)Pu。三种不同级钚材料中,~(242)Pu的衰变放热功率均很小。考虑能量分支比后,可更准确地计算给出钚材料的衰变热功率。     

武器级钚材料衰变热功率数值计算与分析

武器级钚(WgPu)的热、力、核辐射作用是核武器整装贮存研究面临的关键课题之一。本工作以WgPu材料为研究对象,依据相应公开资料,通过多分支递交衰变递归算法计算得到每千克WgPu的衰变热功率变化规律。在线性规律显著条件下,对其进行最小二乘法回归分析,得到每千克WgPu热功率与时间的函数关系式。该公式拟合精度很高,可用于核武器整装贮存研究中WgPu材料热力学分析。     

基于衰变热的堆芯重要核素选取

衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要,目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方法进行计算分析,相互验证了结果。详细分析了停堆不同时刻多种核素对衰变热的贡献,筛选出主要贡献者,为堆芯源项核素的选择提供参考。结果显示约50个核素即可包络停堆后100 h~50 a内95%以上的衰变热贡献。并对标准与程序结果的差异进行了分析,提出了标准适用范围的建议。     

实验快堆自然循环和衰变热排出系统计算程序DHRSC

一、前言实验快堆设计必须具有非能动安全特征,这是近几年来快堆设计中一种明显的新进展。所谓非能动安全,指的是不依赖外界机械或电力而依靠自然规律和材料特性完成其功能的安全特征。非能动衰变热排出功能是十分重要的快堆安全特征之一。     

β衰变核素活度绝对测定准确度的改善：I.最可几活度的确定

应用费米理论计算了７０余种核素的β谱形、效率关系,研究了某些核素在低能区的归一化效率函数。通过估算归一化效率函数,指导实验测定最佳多项式拟合方幂和γ窗位置、确定最可几活度,并用于效率示踪技术。给出了＾１３４Ｃｓ、＾１７７Ｌｕ、＾１４７Ｎｄ、＾１２４Ｓｂ和＾６３Ｎｉ的计算和测定结果。     

β衰变核素活度绝对测定准确度的改善：Ⅱ.B类不确定度的消除

在理论计算的基础上，通过改变拟合区上限进行外推，确定最佳拟合上限，消除了采用不同拟同方幂和不同γ窗进行外推引入的Ｂ类不确定度。获得＾１３４Ｃｓ，＾１７７Ｌｕ和＾６３Ｎｉ最可几活度的最终不确定度分别０．１％，０．４％和０．５％。     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。     

CEFR事故余热排放系统优化设计

为提高快堆管道设计的经济性,根据支吊架优化原则,对事故余热排放系统进行优化设计,使管道系统在各种预期的载荷工况下,都能满足ASME设计规范规定的应力限值,并减少阻尼器、弹簧支吊架的使用量。通过对CEFR的事故余热排放系统的优化设计,积累了高温管道支吊架的布置经验,为以后快堆的管道设计打下基础。     

中国实验快堆堆芯围桶开孔对正常运行工况影响的分析

堆芯围桶开孔是中国实验快堆(CEFR)事故余热排出系统的重要组成部分之一,是保证该系统形成自然循环排出反应堆事故后剩余发热的关键环节。本文应用通用计算流体力学软件CFX对CEFR堆芯围桶开孔对反应堆正常运行工况的影响进行了模拟,计算了在正常工况运行时,CEFR的反射组件与屏蔽组件热功率对堆芯围桶开孔附近温度场以及流场的影响,给出了堆芯围桶开孔区域的三维温度场、三维流场以及压力分布矢量图。结果表明,目前的设计在满足事故余热排出的要求同时,对反应堆正常运行工况的影响是可以接受的。     

中国实验快堆事故停堆后余热排放过程的数值模拟

分析了中国实验快堆事故停堆后余热的排放过程。对热钠池中的流动与传热采用多孔介质模型的全三维数值模拟,对堆芯支路、事故热交换冷却回路和空冷塔冷却支路采用一维系统分析程序进行数值模拟。通过三维部分和一维部分相互耦合,模拟了余热排放的瞬态过程,得到了堆芯出口温度、燃料元件包壳的最高温度、余热热交换器的余热排放功率等许多重要参数随时间的变化曲线,对中国实验快堆的安全设计有重要的参考价值     

干道式高温热管的传热性能试验研究

干道式高温热管传热性能试验主要是为了获得干道式热管在不同温度范围的传热极限及重力场对传热极限的影响。在真空条件下启动热管,调节水套气隙氩气和氦气比例来测量声速极限,建立可调角度台架得到不同倾角下热管的极限传热性能。试验得到400～650 ℃工作温度下热管的极限传热功率曲线及不同倾角下热管的极限传热功率。此类热管510 ℃以下传热极限为声速限;±10°范围内重力对传热极限无影响;极限传热功率为2.8 kW。     

球床模块式高温气冷堆失冷事故特性研究

利用高温气冷堆专用系统分析软件THERMIX程序,对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)失冷失压和失冷不失压事故的动态特性进行了研究,分析了堆芯功率、燃料最高温度及堆舱水冷壁余热载出功率等关键参数的变化过程,并对影响余热排出功率和燃料最高温度的不确定性进行了评价.研究结果表明,在失冷事故下,堆芯余热可通过热传导、辐射和自然对流等非能动方式传至最终热阱大气,燃料元件和压力容器等重要部件的最高温度均在设计限值内.这为HTR-PM保持模块式高温气冷堆固有安全性不变的同时实现单堆250 MW的功率方案奠定了基础,也为后续高温气冷堆电站示范工程进一步的深入设计研究提供了依据.     

高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究

地下水透过多重屏障介质与高放玻璃固化体直接接触后,放射性核素会从固化体中释放,因此成为高放废物处置库安全评价的源项。为更精确地预测玻璃固化体长期处置行为,本文考察了围岩、回填材料等因素对模拟高放玻璃固化体中各关键元素浸出的影响,实验处置温度为90 ℃,模拟高放玻璃固化体依据德国配方制备。结果表明,围岩对玻璃体中不同元素的阻滞作用有所差异。B、Re和U的浸出浓度在二长花岗岩中最大;膨润土含水量高时,玻璃体中元素释出量大;而含水量低时,释出量小;在膨润土中添加5%的素玻璃粉,对玻璃的腐蚀有抑制作用。