Anger-camera型中子探测器位置分辨性能研究

本文描述用于中国散裂中子源(CSNS)谱仪上,基于Anger-camera位置重建原理的闪烁体中子探测器样机位置分辨性能研究。在BL20中子测试束线上完成了探测器关键器件性能测试,包括硅光电倍增管(Silicon Photon Multiplier Tube, SiPM)阵列位置重建能力测试和耐辐照特性研究,同时对不同光导厚度下探测器位置分辨能力开展测试,发现基于SiPM阵列读出的Anger-camera型闪烁体中子探测器采用300μm的^(6)LiF/ZnS(Ag)闪烁屏和5 mm空气作为光导,其位置分辨最佳可达到0.6 mm。该探测器样机后期可通过大面积阵列拼接,实现中子衍射实验对大面积高位置分辨探测器的需求,其成功研制为加快谱仪建设提供有力的技术支撑。

蒸汽发生器传热管焊接堵管用小型化激光头研制

核电站蒸汽发生器传热管破损将导致放射性冷却剂外泄,因此需进行堵管作业。激光焊接精度高,可用于蒸汽发生器的焊接堵管。然而,受限于蒸汽发生器的空间结构,现有的激光焊接头往往难以满足实际要求,因此需设计定制化的小型激光头。首先,分析和计算了小型化激光头的光路;其次,设计出小型激光头的机械结构,并完成其在蒸汽发生器内的运动仿真和干涉模拟;最后,对所设计的激光头装置进行了模拟传热管焊接验证。结果表明,所设计的小型化激光头具有良好的焊接性能和可操控性能,可用于蒸汽发生器的焊接堵管作业。

DRAGON程序在压水堆燃料栅元计算中的研究

在压水堆核设计中,不同的输运计算方法、共振自屏计算方法和多群截面库会对最终的反应性精度造成较大的影响,所以需要针对不同的组合方式进行研究,从而得到精度最高的组合。因此,本文以压水堆常见的燃料栅元为研究对象,利用DRAGON程序中自带的不同输运计算方法(界面流/碰撞概率方法)、共振自屏计算方法(等价理论/子群方法)和多群截面库(DRAG-281/WIMS-D 281)进行计算,并将结果与蒙卡程序进行对比。通过一系列压水堆算例进行测试,结果发现碰撞概率方法、子群方法和DRAG-281库在压水堆燃料栅元计算中精度较高,而界面流方法、等价理论与WIMS-D 281库匹配性较好,整体精度较高。

AP1000机组催化除氧技术应用中氯离子异常趋势的分析和解决

三门核电1号机是AP1000第三代核电的全球首堆,也是国内首次采用补给水低压加氢催化除氧技术的电站,在实践应用中除氧性能优异、运行稳定。针对稳定运行一定时间后出现的氯离子趋势异常问题,进行原理分析、原因排查,提出解决方案,并经试验验证,解决了现场的实际问题,为后续的设计改进和生产变更打下坚实基础。为其他AP1000机组及催化除氧技术的设计和应用提供经验借鉴。

大面积射频离子源等离子体激励模拟研究

中性束注入(Neutral Beam Injection,NBI)加热是磁约束核聚变装置中最重要的辅助加热手段之一。大面积强流射频(Radio frequency)离子源是高功率NBI系统的核心部件。为了获得高密度、均匀的等离子体,在单激励器射频离子源研究的基础上对双激励器射频离子源的结构和等离子体激励特性进行了模拟,给出了射频离子源不同结构和参数对等离子体产生的影响,包括射频激励器间距、扩展室深度、射频功率以及放电气压等。研究结果可为大面积射频离子源的研制和多激励器射频负离子源的设计和优化提供支持。

压水堆核电厂燃料包壳破损判断准则研究

燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷却剂中放化指标判断压水堆核电厂燃料包壳是否发生破损的系列判断准则,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。基于国内在役核电厂实际的运行数据对判断准则进行了测试,测试结果表明,提出的燃料包壳破损判断准则可准确地诊断燃料包壳破损的发生,且有更广泛的适用性。

基于统一耦合框架的系统程序封装开发与验证

反应堆系统的状态与堆芯物理、流体、结构、控制和外部条件紧密联系。为了能够充分考虑反应堆多尺度多物理耦合特性,需要建立起系统级耦合分析软件,用于评估反应堆系统在稳态、瞬态和事故工况下的行为特性。统一耦合接口理念ICoCo(Interface for Code Coupling)具有规范化和可复用的优势,基于ICoCo对系统程序Relap5mod3.2进行了程序封装,并采用supervisor流程控制方案进行调度,开展回归测试,验证了封装前后计算结果一致。并在此基础上开发接管、控制体、泵和阀门等重要部件相关数据的输入输出ICoCo接口,一方面开展两个Relap5程序的并发耦合工作,验证耦合接口正确性;另一方面通过将控制模块外移,在supervisor中实现对Relap5的控制,从而允许未来更先进的控制及其优化算法应用到反应堆控制安全系统的设计、分析与优化中。

气溶胶水洗过滤效率实验研究

AP系列核电厂,在严重事故下采用乏池水洗作为应对安全壳超压失效的重要措施之一,能够显著减小放射性物质向环境的释放,因此,为了评估事故的放射性后果,有必要解明水洗现象和规律。本文建立了气溶胶水洗实验装置,使用TiO_(2)作为模拟气溶胶,通过粒径谱仪测定了水洗前后的气溶胶浓度。实验分别研究了粒径、载气流量、淹没深度及不同鼓泡器形式对气溶胶水洗净化因子DF的影响。实验结果表明:水洗可以有效去除大量气溶胶,减少放射性源项;在低温情况下,随着载气流量的增加,气溶胶水洗净化因子DF逐渐减小;但是随着淹没深度的增加,水洗净化因子DF逐渐增加;同时,随着粒径的增加,气溶胶的净化因子DF先减小后增加。

某三代核电反应堆堆内构件安装工艺流程优化研究

具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组,其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置,而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件,具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度高的特点。堆内构件安装工艺流程优化研究成果作为国家科技重大专项课题的研究成果之一,依据三代压水堆堆内构件的结构特点、基本功能和安装技术要求,对其安装工艺流程进行优化改进,从而实现了安装工艺流程的简化,安装精度和施工效率的提高、施工周期的缩短、施工成本减少的目的,同时为后续三代大型先进压水堆堆内构件安装提供了良好的借鉴。

基于正交试验的抑压水池抑压特性研究

抑压水池可降低反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳的峰值压力。抑压能力的影响因素主要为抑压管淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量的影响。各影响因素参数组合方式多变,造成敏感性分析需要进行庞大的试验次数和数据处理,正交试验不仅可以降低试验次数,而且可以直观地分析影响因素的主次顺序,所以本文采用正交试验法对影响因素进行敏感性分析,以抑压水池的峰值压力为指标,通过正交试验极差分析获得影响因素从大到小依次为:淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量。

18PA6B型柴油机配套油罐溢油问题分析与解决措施

应急柴油机作为核电站应急安全电源与核安全直接相关。国内外核电站广泛使用18PA6B型应急柴油机,每台柴油机至少配备有一个日用油罐。近年来,国内多个在建核电站的18PA6B型应急柴油机在调试时都发生过日用油罐溢油事件,存在安全隐患,影响项目热试进度。本文以某项目18PA6B型应急柴油机调试时日用油罐溢油事件为例进行了根本原因分析,并提出了针对性的解决措施。

基于Duhamel积分的横梁动载冲击分析

以多自由度体系的动力特性分析为基础,对瞬态冲击下的横梁进行多体动力学分析,在此基础上对旋转机械瞬态冲击的横梁进行了动力学响应测试。以Duhamel积分为基础研究了冲击载荷下旋转机械的扭转时间、扭转弧长轨迹和冲击力矩的大小,并将其与实测数据对比,理论分析数据与解体检测的数据基本吻合。以此为基础对横梁瞬态的扭转冲击能量进行了分解,对三种不同假设条件下的能量耗散进行了数值分析,结合横梁的具体结构进一步研究了碰撞过程横梁的水平和垂直振动变化情况。以减小垂直振动冲击为目标,提出了相应的解决措施和方案。

双碳目标下我国核电发展趋势分析

核电具备能量密度高、单机功率大、可长期稳定运行等突出优势,适用于承担大型电网基负荷,能够大规模替代化石能源,是全球大国应对气候变化和能源结构低碳化转型的最现实选择,也是我国实现“双碳目标”的必然选择。与其他能源相比,核电有其特殊性,尤其是安全性和可靠性,给核电的大规模发展带来了诸多不确定性。本文从面向国家重大需求角度出发,分析“双碳目标”下我国核电的发展趋势、面临的主要问题与挑战,为我国核电的可持续发展提供参考建议。

钠水反应试验回路中氢离子扩散数值模拟研究

蒸汽发生器事故保护系统钠水反应监测模块的功能实现是提高系统可靠性的关键,为此建立微小泄漏钠中氢离子扩散数学模型,采用CFD软件,对蒸汽发生器事故保护系统中氢离子扩散和输运过程进行了数值模拟,通过数值模拟研究了蒸发器、缓冲罐以及连接管道中氢离子浓度随时间的变化;同时,研究了采用注氢模拟蒸汽发生器发生钠水反应时钠水反应产物的扩散行为,为氢计布置选点提供依据。前述研究为获得高功能可靠性的钠水反应监测模块设计提供依据和指导。最后给出了蒸汽发生器事故保护系统设计验证应重点开展的试验内容。

一种电磁感应烧结UO2的发热体设计及优化

本文提出一种可以直接利用电磁感应高效烧结UO2燃料芯块的方法,利用ANSYS有限元软件研究不同结构参数对电磁感应发热体发热效果的影响,并据此对电磁感应发热体进行优化。计算结果表明,当外部发热体开缝方式为纵向开3条缝,横向在两侧开3条缝,纵向缝宽3 mm,横向缝宽4.5mm时,内部和外部发热体都具有较高的发热效率和较好的温度均匀性,可实现UO2燃料芯块的高效均匀烧结。

《核科学与工程》征稿简则

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M310机组应对全厂断电事故的优化研究

全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显著提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。

核电站LOCA释放源项的模拟计算

文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0～8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1～2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。

320 MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析

应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。

蒙卡-点核耦合方法计算核设施退役辐射场

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1～2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。