田湾核电厂3、4号机组JNA、FAK衰变余热导出功能分析

采用热负荷保守计算的方法对燃料组件更变后田湾核电厂3、4号机组堆芯余热导出系统(JNA)、乏燃料水池冷却系统(FAK)导出衰变余热的能力进行评价。评价结果表明,田湾核电厂3、4号机组JNA现有设计可以满足正常工况、预期运行事件和事故工况下导出堆芯衰变余热的能力要求,FAK乏燃料水池容量满足乏燃料组件存放的要求,FAK现有设计满足导出乏燃料水池衰变余热的能力要求。

钠冷快堆失流时衰变热排除原理的简化水模拟实验研究

池式钠冷快堆是目前世界上较先进的堆型,其主池结构如图1所示。这种堆型工作时堆芯被循环纳流所包围,具有很好的安全性.但当主回路泵因掉电或机械故障而停止运转时仍会发生失流事故。一旦失流能否在反应堆主池内迅速建立起稳定的自然对流从而带走反应堆中的衰变余热是关系到钠冷快堆安全的一个重要问题。

试验包层模块（TBM）设计活化余热计算分析

TBM的安全设计是ITER设计的一部分，安全设计的目的是为了确保TBM对ITER的安全不会产生负面影响。因此，准确计算所有源项的放射性及其潜在的危害性，对装置的设计、包层和屏蔽材料的选择、环境安全分析、核废物的处置以及反应堆的运行都是十分重要的。

ITER试验包层模块活化计算与环境安全分析

运用聚变堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AFDC-DLIB,计算了ITER中国氦冷固态增殖试验包层模块设计中活化产物的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP值。计算结果表明:对于试验包层模块来说,在500MW聚变功率下运行一年,停堆时的总放射性、余热和BHP值分别为2.10×1016Bq、5.06×10-3MW和68.6km3.(kW)-1。结果表明:中国氦冷实验包层模块不存在突出的安全问题。

Activation and Afterheat Calculation Analysis for TBM

Safety considerations of TBM are part of the design process to ensure that the TBM do not adversely affect the safety of ITER. So accurate calculations of all radioactivity and potential harmfulness are very important for designing of device, selecting of blanket and shield material, analyzing of the safety and environment, disposing of nuclear waste and operation of the reactor.