放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。     

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。     

压水堆一回路反冲质子反应源项GEANT4模拟

在核反应堆一回路系统中,裂变中子产生的反冲质子通过电离、多次散射以及韧致辐射后,与冷却剂中的~(16)O、~(18)O和~(11)B反应生成具有β~+放射性的~(13)N、~(18)F和~(11)C等核素,采用符合测量方法可以探测这些核素从而推断一回路水的泄漏情况。采用GEANT4程序对秦山二期压水堆全堆芯进行建模及源抽样描述,编制C++工具自动生成GEANT4计算所需的中子源分布,实现了G4-NONU功能以及GEANT4程序中中子固定源的输运计算。充分考虑反冲质子电离、多次散射以及韧致辐射等因素,计算了压水堆一回路水中由质子反应产生的~(13)N、~(18)F以及~(11)C等核素的产生率、浓度以及活度,拓展了反应堆源项计算工具。     

一回路注锌对腐蚀产物的影响分析

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的影响。理论计算表明：注锌能明显降低基体金属中镍和钴的溶解;随着运行时间的增加,注锌对一回路冷却剂中的⁵⁸Co和⁶⁰Co呈现出抑制作用;注锌实验结果与理论计算分析的比值在0.5～2.0范围内,符合情况良好。本研究能为核电厂合理地采取注锌技术提供理论支撑。     

反应堆二次中子源参数计算方法

基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践为例,首先,通过对二次中子源的辐照和衰变过程的模拟,计算出换料时二次中子源棒内~(124)Sb的含量;然后,使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序及相应的连续能量核反应截面数据,对核反应堆换料结束时的二次中子源实施中子-光子耦合输运模拟,获得相应的二次中子源参数;最后,根据所得中子源参数对某反应堆的堆外探测器响应进行计算,得到了与实测值吻合较好的理论值,验证了该方法的可行性。     

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24 h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213 h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。      

压水堆二次中子源源强计算研究

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。     

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。