基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。

事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U^(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的^(238)U含量,U^(15)N无明显经济性优势。

基于油水分离的核磁共振并行温度成像及噪声分析

基于油水分离的核磁共振温度成像能够有效减少常规水质子共振频率测温法的各种误差,但成像速度受到多梯度回波序列TR时间的限制。本文使用SENSE并行成像技术对成像过程进行加速,并建立相应的噪声分析模型。同时提出逐通道重建方法解决自标定SENSE技术中的相位缺失问题,并采用CORNOL正则化方法降低高加速倍数时的温度图噪声。定性和定量数值模拟结果验证了并行温度成像方法和噪声分析模型的有效性。体模实验结果表明,若采用正则化SC-SENSE重建技术,使用4通道头部线圈时净加速倍数可达2.7倍。

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。

ARCON96模型计算行为研究及其与高斯模型在大气弥散因子估计中的比较

ARCON96模型是NRC推荐用于核电站主控室可居留性评价的大气弥散因子计算模型。相比于以往的模型,ARCON96模型根据场地实验修正了近距离和静风条件下的扩散参数,使其估计结果更符合实际。本工作研究了ARCON96模型在大气弥散因子估计中的计算行为,并与经典高斯模型进行了比较。随着距离的增加,ARCON96模型估计的大气弥散因子与风速的函数关系逐渐由钟形曲线过渡到近似高斯模型的曲线。同时,随着距离的增加,大气弥散因子最大值所对应的气象条件也逐渐由非静风转变为静风。在各个距离下,ARCON96模型所估算大气弥散因子均小于高斯模型。

大型先进压水堆中次锕系核素嬗变特性

随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素(MA)既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。

DAKOTA法量化AP1000堆芯物理不确定性

应用DAKOTA程序中的超拉丁立方抽样方法开展AP1000堆芯物理关键参数的不确定性量化分析。分析结果表明:AP1000输入参数的不确定性对堆芯关键参数的不确定性影响较小,均未超过设计限值;全参数不确定性分析和敏感参数不确定性分析具有一定的等价性,可通过敏感性参数不确定性分析来获取AP1000堆芯关键参数的不确定性,提高分析计算效率。

基于Sobol法的AP1000堆芯敏感性分析

基于Sobol法,通过对燃料包壳尺寸、燃料富集度等设计输入参数进行拉丁超立方抽样,开展功率峰因子、慢化剂温度系数、控制棒价值等AP1000首循环堆芯物理关键参数对设计输入参数的敏感性分析。分析结果表明:AP1000首循环堆芯物理关键参数对包壳外径、富集度为1.58%、3.20%、3.80%、4.40%的燃料组件、燃料芯块半径、IFBA中硼-10线密度和控制棒导向管尺寸较为敏感。

大型先进压水堆堆芯机械补偿控制模式

研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法,分析了该程序尤其是机械补偿(MSHIM)控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围,对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异,评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模,针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析,并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环,开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析,研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明:采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆,不调节硼浓度的情况下,在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力;启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。

放射性废物中等深度处置安全目标研究

随着我国核工业的发展,积累了相当数量的长寿命放射性核素浓度较高的低中放废物,IAEA建议将这些废物进行中等深度处置。为尽快开展中等深度处置的相关研究,调查分析了我国需进行中等深度处置的废物源项,在此基础上,参考国外中等深度处置设施的安全目标,结合我国相关核安全法规标准要求,给出了我国放射性废物中等深度处置设施关闭后长期安全目标为1mSv/a、安全防护时间尺度为1 000a以上,其运行期间的安全目标可参考GB 13600中的相关目标值。利用OECD/NEA对核素浓度限值的推导方法,初步计算了钻探情景和钻探后情景主要核素的活度限值。

核电厂放射性气态流出物大气弥散模型现状与展望

介绍了核电厂气态流出物在大气输送和扩散过程中放射性核素环境影响评价中常用的几类大气弥散模型,讨论了大气弥散模型的影响因素、模型不确定性分析和数据同化.以及大气弥散模型的应用前景和存在的问题。

SNAP程序在核电厂安全分析中的应用

SNAP程序是由NRC资助开发的用于简化分析过程的软件,本文对SNAP程序进行了详细的介绍,并利用SNAP程序与RELAP5/MOD3.3程序对某典型四环路压水堆进行模拟,描述了SNAP程序在核电厂安全分析中应用的特点,并对关键现象进行分析。研究表明,SNAP程序的应用可以大大简化程序建模和数据处理过程,并能直观实时的观测计算结果,在核电厂安全分析中应用的前景广泛。

贝叶斯推断法标定核燃料裂变气体释放模型

针对模型参数不确定性影响裂变气体释放(FGR)机理模型预测精度的问题,构建了一套贝叶斯标定方法。利用FGR实验测量数据标定晶内气体扩散系数等模型参数并推断其后验概率分布,采用Kriging模型和主成分分析法提高贝叶斯推断效率。分析结果表明,标定后模型FGR计算结果的准确性显著提高,总体均方根误差降低约70%;5个模型参数后验分布标准差相比先验分布均有所减小,进而降低了FGR预测值的不确定度。

考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。

燃料元件工程应用审评实践研究

在梳理不同国家燃料元件设计安全要求的基础上,本文总结了燃料元件总的安全要求,分析了美国核管会标准审评大纲中对燃料元件及燃料系统设计评价和验收准则的要求,结合其规定的审评原则和方法,重点对Frarnatome Mark-B11组件和西屋16×16 NGF组件工程应用的审评实践进行了研究。国外燃料元件工程应用的审评实践表明:我国自主品牌燃料元件设计的安全评价可基于原有设计的运行经验和安全评价结果,应重点关注设计变更对安全评价的影响;安全分析的验收原则可参考美国核管会的要求和审评实践,结合我国的现行法规标准的要求,形成我国自主品牌燃料组件安全分析的验收准则。

核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析(PSA)成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性,得出如下结论:在小LOCA事故下,如果3个ADS-4阀门能够开启(自动或安注信号产生后30 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动开启或安注信号产生后30 min手动开启)且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统(RNS)泵,则能够维持堆芯冷却;在中等LOCA事故下,至少一个CMT或ACC投入运行,3个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵,则能够维持堆芯冷却。

核电厂丧失全部给水事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂发生丧失全部给水事故后的瞬态响应,用于支持概率安全分析成功准则的确定,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了事故后电厂的瞬态特性,并开展了二次侧非能动余热排出系统(ASP)、操纵员动作时间、开启阀门数量的敏感性分析,得出如下结论:如果3列ASP系统有效,堆芯余热由ASP系统带出,能够维持堆芯冷却;如果仅1列ASP系统有效,操纵员至少有7 100 s来执行充排操作来实现堆芯冷却;如果所有ASP系统均失效,操纵员需要及时执行充排操作,且至少要手动开启2个稳压器安全阀或1个严重事故专用卸压阀来实现堆芯冷却。

核燃料裂变气体释放机理模型不确定性研究

基于随机抽样方法研究核燃料裂变气体释放(FGR)机理模型不确定性,分析了扩散系数、重溶参数、晶粒尺寸等模型参数对计算结果的影响。42个试验算例分析结果表明,模型参数不确定性引起的FGR计算标准差约为均值的30%~60%,是计算结果与试验测量值之间偏差的主要来源,其中晶内气体扩散系数和重溶参数的敏感性最高。不确定性和敏感性分析结果可用于FGR机理模型的改进。

非能动余热排出系统换热特性研究及相关湍流模型评价

在全厂断电事故下,非能动核电厂的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)将大多数的堆芯衰变热带出至内置换料水箱(IRWST),但PRHRHX属于大型非稳态热交换器,其传热机理十分复杂。为了弄清PRHR HX的换热特性,文章针对非能动堆芯冷却系统整体性能试验装置(ACME)上的PRHR系统,利用CFD方法开展数值计算,并与试验结果进行对比分析。结果发现:IRWST内沿垂直高度方向上存在明显的热分层现象,且温度沿径向方向趋于均匀分布。但SST湍流模型的计算结果要优于RNG k-ε模型,并与试验结果吻合良好;在IRWST底部区域,温度始终处于初始状态,在传热管下部水平段区域,温度上升较为明显,但高于该区域,温度上升又变得平缓,在传热管上部水平段区域,温度上升十分明显;在整个换热进程中,C型传热管的上部水平段带出了绝大部分的热量,而竖直段和下部水平段只带出了余下的少部分热量。