乏燃料容器垂直吊具衬套变形事件分析和设计优化

乏燃料容器垂直吊具是乏燃料容器的专用提升装置,用于在容器操作过程中提升、翻转和操作空载或满载容器.根本原因分析和经验反馈作为全面质量管理的重要环节,在国内外核电相关单位得到广泛应用.本文以乏燃料容器垂直吊具为研究对象,结合因果图法,对垂直吊具衬套更换困难事件进行分析,根据分析结果完善容器垂直吊具衬套检查方案,并提出结构...     

MC-SN耦合粒子信息转换精度分析

屏蔽计算是核设施屏蔽设计与优化的重要依据,蒙特卡罗(MC)方法与离散纵标(S_N)法的耦合方法可有效解决复杂几何深穿透输运问题。MC-S_N耦合方法将蒙特卡罗程序产生的粒子径迹信息转换为离散纵标法的边界面入射角通量密度,在此过程中需统计每个离散方向对应角度区域的粒子信息,以经纬线划分角度区域的方法在转换过程中会影响粒子平衡。通常角通量密度可采用球谐函数展开,本文针对层对称求积组和勒让德切比雪夫求积组,研究耦合方法对各阶球谐函数的转换精度。分析结果表明,耦合方法的离散角度区域划分对低阶球谐函数的转换精度较高,但对高阶球谐函数的转换精度具有较大影响,其中对二阶球谐函数转换精度的平均偏差在10%以上。由于高阶求积组的角度区域的划分相关性更强,因此转换精度明显高于低阶求积组。     

一种新燃料运输容器结构设计与验证

目的 为厂外安全运输我国自主研发的三代核电机组“华龙一号”堆型所使用的新燃料组件(CF系列新燃料组件),设计了一种新燃料运输容器。方法 从结构安全性及使用便利性2方面对容器结构设计进行阐述,通过计算分析论证此新燃料运输容器的结构安全性,并结合容器力学试验及耐热试验对计算分析结果进行验证。结果 经过试验验证,此新燃料运输容器试验结果与计算分析结果相吻合。结论 结果证明此新燃料运输容器结构安全、临界安全、热工安全、屏蔽安全及包容安全性能能够满足GB 11806—2019和IAEA SSR-6对AF型Ⅱ级(黄)货包的要求,能够保证华龙一号新燃料组件的安全运输。     

反应堆压力容器快中子注量计算不确定性分析

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)快中子注量的精确计算,可以有效地评估寿期内压力容器材料辐照损伤程度并为延寿技术提供数据支持。离散纵标法在解决深穿透屏蔽问题上的优势,使其成为计算RPV快中子注量率的主要方法之一。反应堆几何材料、截面数据、中子源强、输运求解等参数的不确定性,显著影响快中子注量率模拟结果的可信度。以典型压水堆模型为测试例题,分析了RPV快中子注量率计算流程中引入不确定性的主要来源,重点研究了中子源强处理方法、各向异性散射截面展开和输运方程空间离散格式三个方面对RPV快中子注量率计算的影响。对不确定性因素特别是计算不确定性进行深入的细化分析,有助于我们正确认识目前计算方法的薄弱环节,指明相关的计算模型和数值离散的改进方向,并提高计算结果的确定性。     

乏燃料运输容器延寿评价方法研究

目的 国内首批制造的乏燃料运输容器已到寿期,而此前国内没有对该类容器进行延寿审批的先例,为确保延寿的容器仍满足法规标准要求,给出了研究乏燃料运输容器延寿的评价方法和实例。方法 容器设计寿命延长评价分为针对该型号容器的评价和针对每台容器的评价,上述2方面均满足要求时,证明延寿的容器能保证安全。结果 经试验和评价,此批容器满足要求,容器寿命延长安全可行。另外,为本次容器延寿设计了力学试验,并对此进行理论分析,分析结果与试验结果相吻合。结论 提供了行之有效的对小型乏燃料运输容器进行延寿评价的方法,以本研究提供的方法为主线,加上对大型容器特有功能材料和重要结构的寿命评价,可为大型商用核电站乏燃料运输容器延寿评价提供重要参考。     

核电厂关键设备事故工况下密封性能研究

本文应用ANSYS软件对安全壳人员闸门承压部件和密封结构建立了有限元模型,分析了人员闸门在事故工况下的密封性能.采用实体单元建立内筒节和外筒节主要承压部件、密封门以及锁紧轴销的模型.计算结果表明,事故工况下,门板和门框变形产生的相对位移小于密封圈所需压缩量,锁紧轴销的剪切强度小于许用值,密封性能满足要求.本文采用的有限...     

二维中子输运问题的离散纵标短特征线方法研究

离散纵标法是求解中子输运方程的主要数值方法之一,空间变量离散及误差控制对保证输运计算精度至关重要。传统有限差分离散方法对于特定模型会产生非物理振荡问题,粗网精度不足使得低阶差分方法的应用具有局限性。本文研究了二维常数和线性短特征线方法,短特征线空间离散基于中子输运的特征线解,根据输运方程的空间矩守恒构造网格角通量密度完成输运方程求解。选取固定源和临界问题进行测试验证并分析了网格敏感性。数值结果表明,线性短特征线离散对网格敏感性较低,较常数短特征线和低阶差分方法具有更高的计算精度及效率。