共查询到19条相似文献,搜索用时 93 毫秒
1.
核聚变装置大多在脉冲工况下运行,不同的脉冲运行模式会对材料活化计算产生影响,脉冲的处理方法以及活化计算方法的选择直接决定了计算结果的精度。本文采用线性子链法和解析解公式计算反应链中各核素的数量随时间的变化情况,并通过回溯算法搜索所有参与计算的反应链。针对脉冲中子活化问题,将真实脉冲通过稳态(SS)方法、等效稳态(ESS)方法、连续脉冲(CP)方法进行等效处理,从而简化计算过程,并在此基础上编制了用于脉冲中子活化计算的TACT程序。最后基于天然Fe活化基准题,根据惯性约束聚变装置(IFE)和磁约束聚变装置(MFE)的典型脉冲周期对TACT程序进行测试计算,比较了各种脉冲处理方法的准确度。结果表明:对于IFE和MFE的典型脉冲运行模式,以ESS为前段的CP方法的准确度均优于其他方法;对于CP方法,只需适当保留末尾的真实脉冲数即可达到一定的精度。 相似文献
2.
3.
4.
5.
文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0~8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1~2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。 相似文献
6.
源项调查技术已经在国内外核电站广泛应用,源项调查所获得的核素种类、表面活度、核素剂量率贡献占比等信息是重要的源项基础数据。这些数据为源项控制策略制定、源项异常分析、辐射屏蔽设计、机组源项信息建档等工作提供了重要支撑。文章介绍了某CPR1000机组使用碲锌镉γ谱测量系统开展源项调查的情况,以及通过源项调查结果辅助确定机组源项异常原因的实践经验。 相似文献
7.
9.
混合遗传算法在核事故源项反演中的应用 总被引:2,自引:2,他引:0
针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位。遗传算法-单纯形法与遗传算法-模式搜索法、遗传算法和单纯形法等3种算法的比较结果表明:遗传算法-单纯形法结合了遗传算法和单纯形法两种算法的优势,也弥补了各自算法的缺陷,其反算值可与期望值较精确符合;扩散模式模块、GA模块和NM模块3者可简单直接的结合,结合所需编写的代码较少,通用性广;GA模块和NM模块的计算花费较少,适用于核电厂对源项的快速估计。 相似文献
10.
压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的40Ar被中子活化,形成具有放射性的41Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作40Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中40Ar中子活化生成41Ar的生成率以及电厂41Ar的环境排放源项。文章给出的41Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定41Ar源项的最佳估算值的参考。 相似文献
11.
根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。 相似文献
12.
13.
14.
介绍并分析了ACP100设计的独特性对事故源项和应急计划区产生的影响,比较了可选择源项、机理源项和混合源项的适用性,给出了制定ACP100混合源项与应急计划区划分方法的建议。 相似文献
15.
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。 相似文献
16.
17.
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。 相似文献
18.
AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。 相似文献
19.
本文分析了福清核电厂1号机组停堆沉积源项调查发现的一回路管道内壁58Co和60Co表面活度水平、剂量率贡献以及随机组运行时间发生的变化情况,并介绍了压水堆核电厂活化腐蚀产物的形成、沉积及存在形式。通过分析201大修主泵停运对氧化运行效果及蒸汽发生器(SG)下封头辐射水平的影响,结合酸性氧化环境下腐蚀产物溶解度变化的特点,提出改进主泵停运时机以提高氧化运行效果的建议。另外,还分析了阀门密封面维修导致向一回路系统引入含钴金属颗粒对机组源项的影响,建议严格控制阀门维修过程以减少59Co进入一回路系统。 相似文献