压水堆核电厂硼稀释事故及预防改进措施

硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。     

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。     

（前）苏联压水堆核动力装置事故分析

本文介绍了（前）苏联压水堆核电厂及核潜艇的较重大事故的起因、过程及后果，分析了事故原因，指出了应从中吸取的经验教训。     

岭澳核电站硼稀释事故分析

在岭澳核电站混合堆芯及提高富集度论证项目中的反应性事故中,硼稀释事故分析占据着重要的地位。因为硼稀释事故分析的结论中要对冷停堆和热停堆下的控制棒棒位进行定义,其中热停堆下的控制棒棒位又是次临界下提棒事故分析的前提,而且在次临界提棒事故裕量不够时,可以通过硼稀释事故分析来对热停堆标准工况下的棒位进行一定的调整以提高次临界提棒事故裕量。对混合堆芯论证项目中的硼稀释事故分析的方法、结论进行了说明。     

大亚湾核电站意外硼稀释事故预防措施研究

核电站存在着因设计预想外硼稀释导致堆芯裸露损伤的风险。对意外硼稀释导致的临界事故的机理进行分析;介绍了潜在薄弱环节的改进措施,并对这些措施的有效性进行分析。结果表明,这些改进措施的实施显著提高了大亚湾核电站的安全水平,提高反应堆停堆工况下的安全水平。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上，应用应急操作规程，对蒸汽发生器传热管破裂事故（ＳＧＴＲ）进行了实验研究，总结了处理ＳＧＴＲ事故的体会，介绍了ＳＧＴＲ事故停堆后，操纵员最紧要的干预操作，以及如何干预，何时干预等问题。作者还对ＳＧＴＲ事故处理中，是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自已的看法。     

非均匀硼稀释瞬态三维流场计算

采用CFX10.0模拟了反应堆发生非均匀硼稀释事故时的瞬态三维流场,得到堆芯冷却剂的硼浓度分布和温度分布。比较三种不同堆芯温度工况计算结果,发现随着堆芯温度的增加,运动阻力下降,清水越快到达堆芯,清水与硼水的搅混时间减少,搅混效果减弱,堆芯中心处冷却剂的硼浓度偏低。     

压水堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型,并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ,计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。     

轻水堆一回路水中^13N浓度测量

描述用闪烁探测器测量轻水反应堆一回路水中的放射性核素１３Ｎ浓度的原理、方法及在几种不同功率水平下１３Ｎ浓度的实验测量值。测量值的总不确定度为１０％。     

同位素稀释质谱法测定动力堆辐照元件中^149Sm的含量

一、引言 核燃料经反应堆辐照后,产生一系列裂变产物。~(149)Sm是裂变产物中的一个核素,它具有较大的中子反应截面。当它大量存在时,严重影响中子的利用率。因此,~(149)Sm含量的测定,对反应堆的运行、设计和核燃料的后处理等工作,具有重要意义。 本工作采用同位素稀释质谱法,对反应堆辐照元件中~(149)Sm的累积量进行了测定。为了降低元件样品用量和减少误差来源,采取相应的措施,获得满意结果。     

高温气冷堆球床模拟研究

本文描述了漏斗形高温气冷球床堆的模拟计算方法及数据转换情况,克服了原来VSOP程序系统只能将漏斗形堆芯等效成一个圆柱体的局限性,新的程序系统CHTRP可依照实验测得的球流速度曲线剖分几何网格层,对于不同尺寸的反应堆锥体都可进行模拟计算,并作了实例计算,取得了令人满意的结果,为高温堆物理设计和分析提供了有力的工具。     

高浓铀重水零功率堆中子温度和超热指标的测定

一、引言反应堆的中子温度是重要的能谱参数,它基本上反映了反应堆热谱的特征。知道了中子温度,就能更精确地确定热群平均截面。测量中子温度的方法较多,归纳起来有危险系数法、积分法、微分法和探测片的夹心法等。在积分技术中,可测量~(239)Pu与~(235)U的裂变碎片的活性比,也可测量~(176)Lu与~(55)Mn     

氘子活化分析同时测定硅中硼、碳和氮

本文叙述用本所1.2米回旋加速器产生的氘子,利用~(10)B(d,n)~(11)C,~(11)B(d,2n)~(11)C,~(12)C(d,n)~(13)N和~(14)N(d,n)~(15)O核反应,同时测定半导体硅中痕量的硼、碳和氮。样品辐照后,采用惰性气体熔融法作快速放化分离,~(11)C、~(13)N和~(15)O分别吸收在烧碱石棉、液氮冷却的5A分子筛和650℃的Hopcalite试剂上,用γ-γ符合测量装置测量各产核的湮灭γ计数,用相对定量法可同时得到硅中约几十ppb的硼、碳、氮含量。相对标准偏差分别为:C<±50％,B<±20％,N<±50％。 方法简单、快速且灵敏度高,是鉴定硅材料中轻元素含量的一个好方法。     

反应堆回路水中短寿命γ放射性核素的在线分析

反应堆回路水中载有多种堆中子活化产物,其中有不少是分、秒量级寿命的γ放射性核素。文章报告了采用近于“跑兔”式的在线分析方法,描述了装置、原理、特别是较详细的描述了数据处理等问题。该方法的装置、原理也适合于同类问题的测量分析工作。     

快堆钠池三维稳态流场和温度场的研究

采用基于多孔介质模型的ＦＡＳＴＯＲ－３Ｄ程序研究快堆钠池稳态流场和温度场。对该程序采用的Ｋ－ε两方程湍流模型和常粘度系数模型进行了讨论。计算结果表明：导热系数和比定压热容对钠池内部温度场没有影响，仅在钠池边界附近对温度场有微小影响；２种模型的计算结果相近，但采用常粘度系数模型计算易于收敛且计算时间较短。