压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发

堆芯损伤评价是反应堆事故后应急评价的重要组成部分。本文在国外文献基础上,结合国内的运行经验,对压水堆堆芯损伤评价进行研究,并开发了相应的软件程序。堆芯损伤评价包括基于堆芯裸露时间、在线监测仪表读数和取样分析数据三种方法。考虑应急实时要求、电厂实际情况与国际经验,本文采用了基于在线监测仪表读数的评价方法,该方法主要是基于堆芯热电偶读数与安全壳辐射监测仪表读数进行评价,其他监测仪表读数进行辅助合理性证实。     

金属氧化物半导体场效应晶体管中总剂量效应导致的阈值电压漂移研究现状

为了研发可用于核与辐射应急响应与准备的机器人,对比了多种具有不同结构和生产工艺的金属氧化物半导体场效应晶体管(MOSFET)由于总剂量效应(TID)导致的阈值电压漂移(ΔV_th)。注意到了栅宽和栅长对器件耐辐射能力的影响在体CMOS器件和纳米线(NW)MOSFET器件之间、高的和低的工艺节点之间的不同,并从辐射诱导的窄通道效应(RINCE)和辐射诱导的短通道效应(RISCE)两方面解释了这种区别的原因。发现近年来前沿的一些研究在考虑辐射效应时,修正了负偏压不稳定性(NBTI)的影响。并讨论了几种新型器件包括锗沟道、氮化镓沟道管和具有特殊几何布局的晶体管。此外,介绍了计算机辅助设计技术(TCAD)在几种新型场效应管的机理研究和建模验证中的应用。     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。     

后处理设施的红油爆炸故障树分析

目前世界上几乎所有的乏燃料后处理设施均选用Purex流程。红油爆炸事故是Purex流程后处理设施安全研究的焦点问题之一。本文对典型后处理设施共去污分离循环工段的中放废液蒸发器的红油爆炸事故进行了事件树 故障树分析。结果显示,红油爆炸事故的发生频率极低;人因失误和共因失效对整个红油爆炸事故的贡献很大。应采取相应措施,以预防事故的发生。     

高温气冷堆新燃料运输货包的撞击事故分析

介绍了高温气冷堆新燃料运输货包严重撞击事故的仿真计算分析方法。根据实际货包结构及运输条件,确定了分析的严重撞击事故景象。通过有限元法计算分析了货包在不同姿态、不同速度下的碰撞结果,给出了容器不同部分及所装载的燃料组件的损坏情况。在此基础上,计算了严重事故景象下有效增殖因子k_eff。     

华龙一号应急工况评价系统初步开发

为了满足华龙一号(HPR1000)事故条件下的应急响应,需要开发一套应急工况评价系统,用于基于征兆的堆芯损伤评价和释放源项估算。本文给出了华龙一号应急工况评价系统(ECAS-HPR1000)的总体设计,包括软件框架、评价模块、平台和接口开发等,该系统采用跨平台的JAVA语言开发,以MySQL数据库作为数据存储,支持Windows 和Linux操作系统。该系统包括五个子系统,分别是基础数据采集和管理子系统、堆芯损伤评价子系统、释放源项计算子系统、评价结果展示子系统和用户权限管理子系统。该系统可以基于实时工况数据,评价堆芯损伤状态和程度,并计算出堆芯释放到一回路、安全壳和环境的放射性核素的量,并考虑了华龙一号双层安全壳对计算结果的影响。     

基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法

氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,也是技术难点之一。它反映了核临界事故的大小和规模,直接影响事故应急防护行动决策。裂变次数估算有多种方法,有各自的适用条件。随着事故发生的时间推移,获取的信息越丰富,选择的评价方法也随之优化。因此提出了基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法,该方法解决了临界事故应急评价实际应用问题及技术人员选择何种评价方法的困难问题。     

后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算

我国对于后处理工业的需求随着核电事业的迅猛发展变得愈发强烈,为了满足后处理工业安全发展必不可少的核应急需求,为核应急工况下后处理厂的核应急响应与决策支持提供依据。针对后处理厂1A柱有机相着火事故这一基准事故,结合实际工艺流程及监测手段,选取了核应急工况下的可获得参数(有机溶剂泄漏质量等)作为输入,在有机相燃烧速率经验公式基础上,结合后处理的工艺特点,引入少量修正建立了后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算模型,并使用FORTRAN编程语言开发了相应软件。数值验证结果表明,该估算模型可以满足后处理厂1A柱有机相着火事故的核应急需求。