检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2023年第6期57卷 1182-1192页

作者：黄政张朔婷董建华王贺南刘国明陈巧艳堵树宏中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响... 详细信息

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

关键词：高温气冷堆气冷微堆非能动余热排出系统 COMSOL Multiphysics 自然循环

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基于SCIENCE程序的反射层参数计算

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原子能科学技术 2012年第B12期46卷 833-838页

作者：高鑫杨海峰中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

从法国引进的SCIENCE程序缺少反射层参数计算功能,因而限制了其使用范围。本文基于SCIENCE程序,对其所需的反射层参数构成及其计算进行说明,并给出计算方法。通过对已有APOLLO2-F程序的开发与利用,给出可应用于SMART堆芯计算程序的反射... 详细信息

从法国引进的SCIENCE程序缺少反射层参数计算功能,因而限制了其使用范围。本文基于SCIENCE程序,对其所需的反射层参数构成及其计算进行说明,并给出计算方法。通过对已有APOLLO2-F程序的开发与利用,给出可应用于SMART堆芯计算程序的反射层参数,从而扩大了SCIENCE程序的使用范围。

关键词：反射层围板 SCIENCE程序 APOLLO2-F程序

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先进压水堆装载100%MOX燃料的应用研究

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原子能科学技术 2015年第B05期49卷 420-424页

作者：郭治鹏霍小东中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

为初步研究在先进压水堆中装载100%MOX燃料的可行性及MOX燃料在压水堆中应用的相关问题,本文采用法国的SCIENCE程序包对100%MOX燃料组件和堆芯燃料管理进行计算和设计。结果表明,堆芯燃料管理计算的主要结果满足目前压水堆的设计准则,... 详细信息

为初步研究在先进压水堆中装载100%MOX燃料的可行性及MOX燃料在压水堆中应用的相关问题,本文采用法国的SCIENCE程序包对100%MOX燃料组件和堆芯燃料管理进行计算和设计。结果表明,堆芯燃料管理计算的主要结果满足目前压水堆的设计准则,初步证明了100%MOX燃料管理方案是可行的,为下一步的研究打下了基础。

关键词：压水堆 100%MOX 燃料管理闭式循环

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长期低功率运行对CNP600堆芯中子学参数的影响

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核技术 2016年第11期39卷 74-80页

作者：肖会文刘国明姚红高鑫中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

随着我国能源形势的发展,核电将面临调峰运行的挑战。CNP600是我国现役的重要堆型,有必要对CNP600长期低功率运行进行评估。为了验证CNP600在长期低功率运行时中子学方面的安全性,从反应堆物理角度对CNP600长期低功率运行进行初步分析,... 详细信息

随着我国能源形势的发展,核电将面临调峰运行的挑战。CNP600是我国现役的重要堆型,有必要对CNP600长期低功率运行进行评估。为了验证CNP600在长期低功率运行时中子学方面的安全性,从反应堆物理角度对CNP600长期低功率运行进行初步分析,包括长期低功率运行对堆芯径向及轴向功率分布的影响、停堆深度、焓升因子F_(△H)与功率峰因子F_Q的变化、燃耗及最大线功率的变化。计算结果显示,CNP600实行长期低功率运行对径向功率分布的改变很小,对轴向功率偏移的改变剧烈,通过控制棒的调节,可以维持轴向功率偏移的稳定;停堆深度、F_(△H)、燃耗及最大线功率密度均满足安全要求。初步的分析结果表明,CNP600在反应堆方面能满足长期低功率运行。

关键词：长期低功率运行 CNP600 反应堆物理

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高燃耗乏燃料组件包壳氢化物应力再取向对运输安全影响的评价方法研究

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核科学与工程 2022年第5期42卷 1206-1211页

作者：汪俊申腾中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

目前国内外压水堆核电厂所使用的核燃料组件逐步向长周期高燃耗转变。高燃耗组件燃料棒锆合金包壳内的氢化物应力再取向现象显著,导致包壳强度和韧性降低,在厂外运输中更易受到外部作用而破裂,失去对燃料芯块的包容限制功能。本文通过... 详细信息

目前国内外压水堆核电厂所使用的核燃料组件逐步向长周期高燃耗转变。高燃耗组件燃料棒锆合金包壳内的氢化物应力再取向现象显著,导致包壳强度和韧性降低,在厂外运输中更易受到外部作用而破裂,失去对燃料芯块的包容限制功能。本文通过对氢化物应力再取向机理的分析,确定乏燃料包壳能够保持强度和韧性的条件,并结合具体型号的乏燃料组件运输容器设计,提出并实践了一种通过容器内温度场分析判断高燃耗乏燃料组件厂外运输条件下保持安全性的方法。

关键词：氢化物应力再取向高燃耗乏燃料组件厂外运输

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新建核电厂(华龙一号)运行的环境影响评估

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辐射防护 2015年第S1期35卷 5-11页

作者：赵博王晓亮毛亚蔚郑伟熊章辉中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

本文从核电厂辐射环境影响评价工作的体系与内容出发,通过对核电厂辐射环境影响评价框架体系的系统梳理和总结,分析了新建核电厂辐射环境影响评价的工作重点与所面临的挑战,结合"华龙一号"为降低运行工况环境影响所采取的设... 详细信息

本文从核电厂辐射环境影响评价工作的体系与内容出发,通过对核电厂辐射环境影响评价框架体系的系统梳理和总结,分析了新建核电厂辐射环境影响评价的工作重点与所面临的挑战,结合"华龙一号"为降低运行工况环境影响所采取的设计特点,重点阐述在"华龙一号"新机型研发过程中为做好环境影响评价所开展的相关科研设计工作。通过将"华龙一号"核电厂辐射环境影响评价的结果与国际上先进的辐射环境影响设计目标进行比较表明,"华龙一号"的辐射环境影响满足国际先进标准对公众辐射影响方面的先进指标要求,"华龙一号"的设计、科研开发和评价方法符合国际通用要求和方法,相关的设计和方法也具有先进性,在辐射环境影响评价方面符合国际先进三代压水堆核电设计标准。

关键词：新建核电厂辐射环境影响评价排放源项三废处理系统公众剂量

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MCNP程序分段-衔接计算方法研究

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核动力工程 2010年第S2期31卷 48-53页

作者：杨德锋程和平中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

蒙特卡罗方法在处理大系统或小概率事件的问题时,计算结果偏低甚至根本得不到结果,这时就要考虑将大模型分成几部分,即用分段-衔接的办法,经过多次计算完成对整个系统的模拟。本文讨论了分段-衔接的具体方法,简单介绍了面源记录、边界... 详细信息

蒙特卡罗方法在处理大系统或小概率事件的问题时,计算结果偏低甚至根本得不到结果,这时就要考虑将大模型分成几部分,即用分段-衔接的办法,经过多次计算完成对整个系统的模拟。本文讨论了分段-衔接的具体方法,简单介绍了面源记录、边界条件的选择等方面的初步研究成果。结果表明,使用程序自带的SSW/SSR卡读/写面源,并用反射/真空外边界条件进行分段-衔接计算,能得到与直接计算非常接近的结果。

关键词：分段-衔接计算边界条件面源记录 SSW/SSR

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CNP600堆芯调峰运行时轴向功率偏差影响因素及控制策略研究

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原子能科学技术 2016年第7期50卷 1256-1263页

作者：刘国明肖会文别业旺高鑫姚红中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

随着我国能源的发展,核电将面临着越来越多的调峰运行压力,如采用CNP600堆型的海南昌江核电站,轴向功率偏差ΔI是调峰运行中堆芯功率控制的难点之一。针对CNP600堆芯,分析了慢化剂温度、控制棒棒位、可溶硼浓度等参数对ΔI的影响规律。... 详细信息

随着我国能源的发展,核电将面临着越来越多的调峰运行压力,如采用CNP600堆型的海南昌江核电站,轴向功率偏差ΔI是调峰运行中堆芯功率控制的难点之一。针对CNP600堆芯,分析了慢化剂温度、控制棒棒位、可溶硼浓度等参数对ΔI的影响规律。以此为基础,采用程序模拟了CNP600 3种可能的调峰运行方案,提出了ΔI的控制策略,给出了功率变化过程中ΔI的具体控制方案。研究结果可为CNP600堆芯调峰运行时的堆芯ΔI的控制提供技术支持。

关键词： CNP600 调峰运行轴向功率偏差

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衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响

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核科学与工程 2023年第1期43卷 168-173页

作者：孙晓晖王辉陈巧艳中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100084

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰... 详细信息

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明,衰变对^(131)I、^(131m)Xe、^(133)Xe、^(85)Kr和^(134)Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大,其结果与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体呈上升趋势,达到最大值后保持不变;衰变对^(134)I、^(135)I、^(138)Xe、^(138)Cs和^(87)Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大,结果曲线先上升后下降。

关键词：源项评估衰变 MELCOR

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安全壳过滤排放系统内部氢气风险研究

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核科学与工程 2022年第1期42卷 192-198页

作者：周喆蔡盟利丁超中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”(HPR1000)核电... 详细信息

安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”(HPR1000)核电站CFVS内的氢气风险,建立了反应堆与安全壳模型和详细的CFVS模型,选取典型的严重事故序列对事故后CFVS开启以及混合气体进入CFVS的浓度变化过程进行了计算,并根据夏皮罗图对CFVS内的氢气风险进行判断。计算考虑了堆腔注水冷却系统(CIS)有效和失效情况下不同的安全壳大气组分进入CFVS后的浓度变化,结果显示CFVS开启时前者的氢气大部分被复合,后者的氧气则被复合反应消耗,因此2种情况下都不会发生燃烧或爆炸。计算还分析了在安全壳内布置氢气复合器以及在CFVS中实施氮气覆盖这两种缓解措施的作用,计算表明不考虑缓解措施时,CFVS内的气体组分在夏皮罗图中进入了快燃或燃爆区。研究表明HPR1000在采用了上述的缓解措施情况下,其CFVS系统内部不会发生氢气爆燃风险。

关键词： “华龙一号” 过滤排放系统氢气风险夏皮罗图

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