低功率堆单晶硅中子辐照工艺运输系统的设计

本文主要介绍利用改建的低功率堆进行单晶硅中子掺杂的有关工艺运输问题,并着重介绍了一种实现单晶硅辐照装置自动抓取、自动对中的新方法。     

基于蒙特卡罗抽样的活化中子能谱测量不确定度分析

不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。     

QSNB-I井型中子测量装置的设计

研制了QSNB-I井型中子测量装置.该装置探测腔直径12 cm,使用8支3He正比计数管,采用聚乙烯作为慢化体材料;为了提高装置的可靠性,设计了新型的连接盒;并对装置的探测效率,探测效率与源位置关系进行了模拟计算与测试.结果表明QSNB-I井型中子测量装置具有较小的空间位置灵敏性,测试探测效率15.6%,与模拟结果16...     

由中子注量率空间分布形状测量确定反应堆次临界度的方法研究

从堆物理的基础理论出发,提出了通过堆内中子注量空间分布的测量来确定反应堆次临界度的一种新方法,并通过对我国启明星1 号次临界实验装置的数值模拟,初步说明了该方法的可行性.     

基于小型中子发生器研究堆燃料组件~(235)U富集度的测量方法研究

燃料组件中235U富集度测量方法普遍采用中子活化法和质谱法。由于中子活化法测量设备庞大和质谱法破坏样品的缺点,无法作为快速、便携测量燃料组件235U富集度的有效手段,不适于作为燃料组件管理和运输过程中铀同位素富集度的测量验证手段。为此,研发一种以小型中子发生器(14 MeV中子源)为激发源的快速、便携测量燃料组件235U富集度方法。依据特定裂变核素平均产额之比与235U富集度的近似线性相关性,成功地测量了235U富集度范围为10%~90%铀样品。     

基于中子多重性方法的~(252)Cf中子强度测量算法及实验研究

252 Cf中子发射强度的获取在核技术应用中具有重要意义,为测量其绝对发射强度,分析了一种可能的替代测量算法,该算法基于252 Cf自发裂变的中子多重性分布,并结合中子在测量系统内的衰减时间行为,在不依赖测量系统探测效率和被测样品任何信息的条件下,可给出其中子强度测量值。利用5个252 Cf镀膜中子源在中子多重性测量装置上进行了实验测量,通过测量算法获取的中子强度值与账面记录值最大相对偏差为1.41%,其结果初步验证了该算法的正确性。     

AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析

简要介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异.通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较,从工艺系统角度对M310堆型的RRA系统进行局部改进,提高了系统的可靠性和安全性.     

M310堆型及其改进型核电厂中压移动电源设置的有效性分析

参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案,使用概率安全分析（PSA）方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中中压移动电源设置的有效性进行分析。通过定性、定量分析,认为中压移动电源在功率和停堆工况下对全厂断电事故有较为明显的缓解效果,并对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》提出了改进建议。      

基于BEPCⅡ数字束流位置测量系统电子学系统的设计与实现

BEPCⅡ加速器的束流位置测量系统（BPM）模拟电子学经过十余年的运行逐渐老化,故障率上升,亟需进行升级改造。本文根据该需求,自行设计了基于BEPCⅡ系统参数的数字BPM电子学系统,内容包括模拟信号处理电子学、数字信号处理电子学、BPM固件算法逻辑、数据获取软件以及系统测试等多个部分。设计的数字BPM电子学系统经实验板级性能测试、实验室系统测试以及在线束流测试,结果表明该系统能满足BEPCⅡ装置对束流位置测量的需求。     

海水放射性监测报警装置对~(137)Cs直接测量的不确定度分析

不确定度是监测装置性能的重要指标,分析和计算不确定度是海水137Cs的监测结果正确表述的必要前提。对一海水放射性监测报警装置直接测量海水中137Cs的不确定度来源进行了分析,实测了4个含有不同活度水平137Cs的西太平洋海水样品,并与放化分析结果进行了比较。结果显示该仪器的不确定度主要影响因素有海水样品γ计数率的相对不确定度、137Cs海水标准源γ计数率和体积的相对不确定度。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

反应堆压力容器管座过盈量对应力的影响研究

基于厚壁圆筒计算公式,给出配合面径向压力与过盈量的关系式;基于最大剪应力理论,给出了管座、管孔的应力强度的计算式;并以反应堆压力容器管座为例,采用理论公式、有限元方法分别进行了计算。计算结果表明,理论公式满足工程精度要求,可为过盈量的选取提供技术支持。     

10MW高温气冷实验堆反应堆压力容器热电偶贯穿件

介绍了 10 MW高温气冷实验堆反应堆压力容器热电偶贯穿件。热电偶贯穿件用于堆芯部件温度的测量,由贯穿筒体、铠装热电偶组件和焊接保护管组成。采用过渡管结构、激光焊和钨极氩弧焊方法,实现两种壁厚相差甚大的铠装热电偶套管和贯穿筒体的焊接,有效地解决了高温高压下氦气密封的困难。铠装热电偶组件直接贯穿反应堆容器,在容器外采用卡套密封,避免了高温容器内信号的转接。经 ANSYS程序分析计算,热电偶贯穿件的结构设计满足应力强度和抗震要求。经氦检漏试验,热电偶贯穿件泄漏率小于 1× 10－ 7 Pa· m3/s。该热电偶贯穿件现已在反应堆上安装完毕。     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究

进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,并对反应堆压力容器进行疲劳裂纹扩展计算。     

堆外核测量系统的数字化设计

为实现堆外核测量系统的数字化,在原有模拟电路基础上,对堆外核测量系统的数据处理和控制部分进行数字化设计。本文提出了使用工业级集成化PC/104模块电路的硬件平台和使用BOR.LANDC++开发的核安全级软件程序的方案实现核测量系统的数字化,描述了堆外核测系统数字化的软硬件设计,介绍了样机在堆上试验的数据等。实验测试表明:该系统具有高稳定性、安全性、快速响应性、确定性和可扩展性,满足堆外核测量系统的设计要求。     

反应堆压力容器屏蔽组件设计改进

某机组热试期间反应堆压力容器屏蔽组件屏蔽材料受热泄漏,因此针对屏蔽盒结构和布置进行了优化设计,选用B4C作为中子屏蔽材料。本文从热传递、辐射屏蔽、GSI191等方面对改进的设计方案开展了分析。结果表明,改进的设计满足使用和规范要求。补充热试期间,对屏蔽盒及模块温度场、安全壳内辐射剂量水平进行了测量,进一步验证了改进设计的有效性。     

反应堆压力容器屏蔽组件设计改进

During the hot functional test of one NPP, the neutron shielding material was heated and released from the reactor vessel shielding blocks. The structure and layout of the block were redesigned, and B4C was adopted as the neutron shielding material. This paper analyzes the improved design scheme in terms of the heat transfer, the radiation shielding and GSI191. The result indicates that the improved design meet the requirements. During the supplemental hot function test, the temperature of neutron shielding block and module and the radiation dose in the containment were surveyed, and the effectiveness of the new design scheme is further verified.     

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.     

反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.