基于剂量监测的船用反应堆破损燃料元件燃耗分析

分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中134Cs、137Cs的放射性活度与破损燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度之间的关系,同时也分析了燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式,为进一步定位破损元件提供理论依据。

一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法

本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性。通过将神经网络预测结果作为遗传算法适应度函数的参数进行约束寻优,能够快速找到船用反应堆模型最佳的屏蔽结构参数,大幅度提高了反应堆屏蔽结构优化计算效率。

舰船用反应堆停堆氙毒特性仿真研究

结合船用堆的特点,对核电站反应堆正方形燃料组件堆芯仿真软件进行修改和移植,开发可用于研究船用堆非干净六边形燃料组件堆芯中毒碘坑的堆芯仿真软件。应用该软件,对燃耗为30 MW.d的某反应堆进行了碘坑仿真,并与点模型仿真结果进行了比较。结果表明:点模型的仿真结果偏小,用本软件进行仿真,平衡氙毒计算值与实测值间的偏差为-0.8%,最大氙毒计算值与实测值间的偏差为-4.3%,碘坑计算值与实测值间的偏差为-0.5%。本软件仿真结果符合实际运行规律和物理规律,因此,本软件可准确模拟碘坑中毒,对提高船用堆机动性和安全运行有重要的理论意义和应用价值。

船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序的研制

针对船用反应堆的实际特点 ,在充分研究欠热沸腾传热的基础上 ,建立堆芯热工水力模型 ,研制了船用堆芯稳态热工水力分析程序 .程序可用于分析船用反应堆正常工况和某些事故工况下的堆芯热工水力特性 .

船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制

基于船用反应堆结构特点与运行方式 ,通过对核电站大型机版堆芯物理计算软件的移植与修改 ,研制了微机版船用反应堆堆芯物理计算软件包 .

船用反应堆主冷却剂泵建模研究与仿真

本文依据船用反应堆主泵试验数据,绘制了基于RELAP5程序的主泵全特性曲线,利用建立的数学仿真模型对主泵启动特性、惰转特性、稳态运行工况、高低速切换工况的响应过程进行分析。结果表明:主泵模型能够实现相应的仿真功能,较为准确地反映主泵的运行特性;船用主泵对转动惯量的要求较高;模型适用于后续对反应堆系统不同响应的分析,并可为主泵的设计及优化提供参考。

船用反应堆舱室剂量场分析

根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出了船用反应堆舱室在不同运行工况和事故工况下的剂量分布特点,可以为船舰内人员的剂量评价提供参考。

模块化技术在船用反应堆系统管路布置设计中的应用

为推进船用反应堆系统模块化设计进程,本文基于Creo三维数字化设计软件,提出船用反应堆系统模块化布置设计理念。本文通过对船用反应堆系统的特点分析,开展了反应堆系统管路模块化设计关键技术的研究,并以压力安全系统典型区域管路为设计对象将模块化技术应用在船用反应堆系统管路布置设计中,最后得到模块化设计可使现场工作量前移约52%,减少了核动力舱室内的施工时间。

横摇与纵摇对小型船用反应堆堆芯入口处冷却剂流量特性影响研究

为研究小型船用反应堆堆芯入口处冷却剂受横摇与纵摇的影响,利用CFD软件STAR-CCM+建立反应堆全堆模型并引入摇摆扰动,分析横摇与纵摇对反应堆堆芯入口处冷却剂流量变化与流量分布的影响。结果表明,横摇与纵摇对冷却剂流量变化影响基本相似而堆芯入口处整体流量分布受纵摇影响更大。

日本正在研究两种改进型船用反应堆

【《日本原子》1992年2月号第16页报道】 2月17日在东京召开的有关核动力船“陆奥”号研究报告会公布,日本原子能研究所(JAERI)正在研究两种改进型船用反应堆,即破冰船用MRX(船用反应堆X);深海研究船用DRX(深海反应堆X)。这是核动力船“陆奥”号退役后的研究与发展项目。MRX输出功率为100 MWt,是一种小型。

日本科技厅大力支持新船用反应堆的研究和发展工作

【《日本原子》1992年6月号第16页报道】日本科技厅(STA)原子能局的-咨询机构,船用反应堆研究与发展委员会,经过18个月的调查后于今年6月11日宣布,今后核动力船的研究与发展计划应继续集中于两种船用反应堆的研究工作上——破冰船用反应堆(MRX)和深海研究船用的深海反应堆(DRX)。根据该委员会的上述结论,科技厅将作出决定。

船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析

根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

船用核反应堆余热排出系统的可靠性分析

文章分别应用GO法和故障树法对船用核反应堆余热排出系统进行了可靠性分析,比较了两种方法建模和计算的不同。在建模和计算过程中,GO法比故障树法更为简便、快捷、有效。

基于Super MC的船用反应堆辐射屏蔽结构优化研究

船用反应堆辐射屏蔽结构的重量严重影响着船舶的机动性,如何在现有屏蔽空间内进行屏蔽设计以减少屏蔽体的重量,对船舶机动性能提高有着重要意义。本文基于中子输运设计与安全评价软件系统Super MC中的智能核设计模块对固定屏蔽空间的屏蔽优化问题开展了研究,采用"萨瓦娜"号反应堆模型进行了屏蔽优化计算。结果表明,优化方案相比于原始设计方案屏蔽体重量大幅度减小,该方法为指导船用反应堆辐射屏蔽的材料选择与屏蔽体布局提供了新的技术手段。

自然循环转强迫循环时反应堆功率瞬态特性研究

采用一套完整的仿真分析系统,研究了船用核动力装置一回路自然循环向强迫循环过渡时反应堆功率变化的瞬态特性.计算结果表明,初始反应堆功率水平对过渡过程有着重要的影响,较高的初始功率水平有可能威胁反应堆的安全.针对过渡过程中的潜在风险,提出了手动下插控制棒的人为干预措施.分析结果表明,该干预措施可以有效地改善过渡过程的安全性.

日本小型核动力反应堆及其技术特点

日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆。其排放物活性较低,小型化、模块式结构,可直接建于城市、甚至办公大楼的地下。水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同,但一回路为全自然循环。日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见。在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。

反应堆下腔室冷却剂流动特性数值分析

以小型反应堆堆芯入口处冷却剂流动情况、流量分配情况、下腔室搅混情况为研究对象,采用数值模拟的方法,对小型反应堆进行建模分析。研究表明,冷却剂在下降环腔各处流速差异较大,冷却剂会在左右两端发生汇聚后向下流动;下腔室下板孔处流量归一化因子极差可达0.268,冷却剂分配并不均匀;下腔室的搅混能力十分有限,冷却剂混合并不充分。

碘坑内启堆氙毒反应性研究

本文研究反应堆碘坑内的启动问题,导出了热堆在碘坑内启动时氙毒反应性、碘和氙浓度随时间变化的解析表达式。通过对所得解析解的计算分析,对碘坑内启动问题有了更全面、本质了解。反应堆停堆前的运行功率、碘坑内启动功率及启动时所处的碘坑内的位置等均将影响到启堆后氙毒反应性的变化规律,所处条件的不同可能导致完全不同的变化规律。另外,碘坑内启堆的时间对反应堆启堆时的安全也是1个重要的影响因素。本文所得结论对提高核动力船只的机动性和安全运行有一定的理论意义和参考价值。

日本改进型船用堆MRX概念设计综述

为了发展新型船用反应堆，日本原子能研究所自１９８３年以来，完成了改进型船用堆的设计研究。现在提出了两种船用堆概念设计，一种是热功率为１００ＭＷ的ＭＲＸ堆（ＭａｒｉｎｅＲｅａｃｔｏｒＸ），另一种是电功率为１５０ｋＷ的深海开发船用堆ＤＲＸ（Ｄｅｅｐ－ＳｅａＲｅａｃｔｏｒＸ）。其共同特点是；①一体化压水堆；②内装式控制棒驱动机构；③水淹式安全壳；④非能动衰变热导出系统。两种堆都实现了高非能动安全性和紧凑布置。本文简要介绍了ＭＲＸ反应堆设计研究的主要成果。