铅铋合金冷却快堆PBWFR子通道参数敏感性研究

基于COBRA-IV开发出了适用于铅铋合金冷却组件和堆芯的子通道热工水力分析程序SUBAS,并利用其对铅铋合金冷却组件进行了详细的子通道分析,主要分析了不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响;对湍流交混模型、横流压降系数、换热系数模型等做了相关的参数敏感性分析。研究结果表明:燃料棒数目的增加会导致组件内外质量、动量和能量的交换更加困难,各类通道的温度都有所升高;定位格架不仅增加了组件压降,而且降低了相邻通道之间的横向流动;湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大,需要重点研究。     

多层像素芯片缪子成像装置中芯片位置校正方法研究

硅像素互补金属氧化物半导体(Complementary Metal Oxide Semiconductor,CMOS)芯片因具有微米级的位置分辨能力和极高的探测效率等特点,对于径迹精确重建具有举足轻重的作用。通过大面积拼接,能够将硅像素芯片用于μ子成像,但芯片拼接产生的机械误差,以及各层之间的相对位置误差,对μ子重建过程中的位置精度具有明显影响。本文利用μ子通过探测层时产生的观测点,建立了基于μ子径迹直线拟合模型的迭代芯片位置校正算法。通过在GEANT4程序中构建μ子成像探测原型装置,其中包含8个物理探测层,每层拼接了4块硅像素芯片,并添加芯片在x、y方向与旋转角θ三个自由度上的偏移量,模拟了真实情况下的机械误差对重建位置精度的影响。结果显示:该算法可用于芯片真实位置的高精度修正,使芯片位置修正精度小于5μm。     

辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC开发与验证

辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行"出口封锁",制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。     

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。     

MELCOR2.2氢气点燃浓度限值敏感性分析

严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压水堆安全壳进行系统建模,对安全壳内氢气点燃浓度限值进行了敏感性分析。分析结果表明:1)氢气可燃浓度限值设置越高,单次燃烧产生的压力峰值越明显,超过设定的可燃浓度限值,可能引起氢气爆燃和爆炸;2)氢气点燃一定程度上受其他不凝气体浓度影响,其中一氧化碳会加速氢气点燃,而二氧化碳和蒸汽的摩尔浓度增加则会稀释可燃气体。因此,氢气点燃受氢气点燃浓度限值影响较大,但安全壳内其他不凝气体组分的影响也不可忽略,应该及时做好安全壳内可燃气体的复合和稀释,有效消除可燃气体的潜在威胁。     

国际原子能机构安全标准的长期结构与现状

1引言根据《国际原子能机构(IAEA)规约》第三条的规定,国际原子能机构有权制定或采取旨在保护健康及尽量减少对生命与财产之危险的安全标准,并规定这些标准的适用性.这些标准是原子能机构在其本身的工作中必须使用而且各国通过其对核安全和辐射     

核电站主储油罐间火灾喷淋控制效用数值模拟研究

FDS(Fire Dynamics Simulator)火灾动态模拟是一种以火灾中流体运动为主要模拟对象的计算流体动力学软件。本文通过应用FDS建立了一套接近于真实核电站主储油罐间火灾情景的模型,讨论了喷淋系统在不同火灾情景下对关键点温度、CO2浓度和O2浓度的控制效用。研究表明,喷淋系统能够有效降低环境温度,并且能够在一定程度上控制CO2浓度和O2浓度。本文结论表明了FDS在核电站火灾应用方面的可行性和优势。     

设备地震易损性分析方法研究

地震PSA可以找到核电站在地震中的薄弱环节,是评价地震对核电厂影响的一种有效的方法,易损性分析是其中重要的一个步骤.本文介绍了设备地震易损性的概念,给出了地震易损性的数学模型,讨论了设备在地震情况下的失效模式判定问题,重点研究了易损性参数及其量化的两种方法:基于分析的方法和基于测试的方法,最后得出中值易损性、随机性和不确定性分布以及HCLPF(高可信度低失效概率)能力的计算公式.另外,设备地震易损性分析需要使用真实地震经验数据、测试数据和分析数据,这些都需根据特定电厂的需要进行收集和完善.     

美国核电厂安全辅助目标研究

本文回顾了美国定量安全目标和辅助目标的发展历程,参考NUREG-1150中概率安全分析（PSA）方法,给出了堆芯损坏频率和早期大量放射性释放频率的数学表达式。重点论证了辅助目标和定量安全目标的关系,比较了本文论证方法与NUREG-1860论证方法的不同。研究了美国对新建电站安全目标的要求和PSA技术的发展方向,探讨了其对我国核电厂安全目标和PSA技术发展的借鉴。     

基于FDS的核电厂主储油罐间防火阀响应控制效用模拟研究

通过应用火灾动力学软件FDS,建立了一套核电厂主储油罐间防火阀响应与失效两种状态下的对比模型,讨论了烟气形态、火焰形态、火源热释放速率及火灾温度场随时间的变化规律。研究表明,防火阀对于核电厂主储油罐间火灾事故的控制效果非常明显,通过火灾封锁法能够有效控制火源热释放速率,降低环境温度,体现了FDS应用在核电厂火灾预防方面的优势。