ITER极向场线圈PF4维修区域停堆剂量率分析

根据国际热核聚变实验堆ITER设计标准,ITER极向场线圈(PF Coils)的人工检测和连接维修任务的制定,需要确保维修过程中工人所受到的辐射剂量水平不超过剂量限值。基于ITER中子学基准模型B-lite,利用二步法停堆剂量计算方法,在大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和HENDL数据库支持下,计算并分析了三种维修方案下PF4维修区域内的停堆光子剂量场分布,以分析降低维修工人辐射剂量水平的有效措施。结果表明,与推迟维修工人进入:PF4维修区域时间相比,采用临时屏蔽的措施更能显著降低PF4维修区域内的辐射剂量水平,建议后续采用临时屏蔽措施。

维修停堆模式下完全丧失余热排出系统事故分析

针对CPR1000,本文采用CATHARE程序分析了维修停堆(Maintenance Cold Shutdown,MCS)模式下完全丧失余热排出系统(Residual Heat Removal System,RRA)事故。事故发生后,若不采取任何缓解措施,堆芯衰变热将无法及时导出,使一回路冷却剂温度上升直至沸腾,然后一回路冷却剂装量下降,导致堆芯裸露。分析结果表明,从事故发生到堆芯出现裸露经历的时间为4480 s,操纵员具有足够的时间采取相应的缓解手段。

CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析

CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

常压下RRA系统性能试验分析

余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料),保证任何一台蒸汽发生器维修时,维持冷却剂温度低于60℃,使维修人员能够进入蒸汽发生器人孔,同时还要保证堆芯的冷却。本试验需要验证在此工况下,在主管道环路高液位报警出现时,反应堆冷却剂不会进入蒸汽发生器底封头而造成工作人员额外的放射性污染。在主环路低液位报警时,余热排出泵在单泵设计要求的最大流量下运行时,不会发生汽蚀。当维修冷停堆工况下投用三环路热段主管道环路液位计RCP300MN时,液位的升降应足够缓慢,以避免液位变化过快而引起的仪表显示故障。