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。

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58 Co和60 Co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。

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。

富集硼酸对压水堆一回路腐蚀产物沉积的影响研究

在压水堆核电厂中,通常在冷却剂添加天然硼酸来控制剩余反应性。在寿期初,硼浓度相对较高,特别是在核电厂实施长循环燃料管理后,较高的硼(硼酸)浓度会降低一回路的pH并增加一回路管道和设备的腐蚀速率,腐蚀产物的增加会降低燃料元件与冷却剂之间的传热效率,同时增加核电厂的辐射风险。国外研究发现,在核电厂反应堆中采用富集硼酸可以改善一回路水化学条件,抑制包壳材料的腐蚀,并降低腐蚀产物的活化和迁移。本文开展了富集硼酸对压水堆一回路腐蚀产物沉积的影响研究,通过提高10 B的富集度,对一回路腐蚀产物在燃料元件上沉积质量,以及在管道和设备上沉积的活化腐蚀产物活度的影响进行了分析。研究表明,适当提高10 B的富集度,会降低沉积在燃料元件上的腐蚀产物的总质量,有助于燃料元件包壳与冷却剂之间热交换,减少功率损失;同时,随着10 B的富集度的提高,也会降低沉积在管道和设备上的活化腐蚀产物的活度,从而有助于降低核电厂的辐射剂量。

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。

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。

基于电动作用的压水堆一回路沉积热点模型

一回路腐蚀产物在冷却剂中经过迁移和活化,最终沉积在一回路各处。而在阀门、管道变径接口等位置,沉积物更易集聚,从而形成沉积热点。利用流体场模型计算管道前台阶几何约束等管道特殊结构处的流体场分布,并根据电动参数计算得到了流体约束边界的流动电流分布和壁面电流分布。结果表明:在流速发生剧烈变化的位置,壁面电流会出现一个明显的阳极电流峰,即局部阳极区域。该区域是沉积热点的高发位置。将模拟得到的流动电流值与流体流速的7/4次方进行线性拟合,拟合优度与实验值进行对比,优度超过实验值达到0.999,可以认为建立的沉积热点预测模型具有较高的可信性。

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。

铅铋气溶胶动力学实验平台研制与初步参数测量

铅铋快堆的一回路冷却剂液态铅铋合金(LBE)受中子辐照会产生放射性核素^(210)Po,^(210)Po具有一定挥发性,有必要深入研究^(210)Po的迁移扩散行为。气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体,本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设计运行经验研制了LBE气溶胶动力学实验平台,通过结合扫描电迁移率法和光学散射法,实现了对LBE气溶胶粒子计数与粒径分布的广谱测量。测量结果表明,LBE气溶胶的粒径分布主要为纳米级。通过对测量结果的数据处理,初步开展了LBE气溶胶动力学分析,从而为铅铋快堆放射性气溶胶的后续安全分析提供关键参数。

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。

燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响研究

分析燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响,得出结论:燃料氧化后,燃料中铀原子空位增多对裂变产物释放的影响要大于导热率降低后燃料温度上升带来的影响;裂变产物释放份额随氧铀比升高而增大,燃料棒线功率密度越高,效应越明显。

压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。

基于遗传算法的核反应堆辐射屏蔽优化方法研究

基于遗传算法,对核反应堆辐射屏蔽设计的单设计目标和多设计目标优化问题展开了研究。基于"萨瓦娜"号核动力船辐射屏蔽问题的测试,验证了单设计目标和多设计目标辐射屏蔽优化设计方法的有效性和正确性,为未来核反应堆的辐射屏蔽的优化设计提供新的技术手段。

地下核电厂应急计划区最小化方面的初步研究

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽应急计划区可以划至厂址边界,从而取消场外烟羽应急计划区。

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24h;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213h。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。

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。

基于大数据的燃料棒破损诊断方法研究

核电厂燃料棒破损诊断(FRDD)是核电业主和核安全监管关注的重要问题。将大数据和近邻算法用于燃料棒破损诊断,并开发了压水堆燃料棒破损诊断软件,采用核电厂燃料棒破损的运行实例和理论例题进行了软件验证。验证结果为:①燃料棒破口尺寸类别分析方面,80%的分析结果与例题保持一致;②破损燃料棒数目分析方面,分析结果与例题的最大偏差为1根。基于大数据和近邻算法的压水堆燃料棒破损诊断方法,可以给出更接近实际破损情形的诊断结果,及时发现燃料棒的破损以及破损状态的变化,为反应堆燃料棒破损后的运行决策和辐射防护提供可靠依据,在确保安全的前提下提升核电厂运行的经济性。