摘要：反应堆严重事故时堆芯发生熔化现象,导致部分放射性源项不再留存于燃料中,将会通过各种途径释入环境,对周围造成严重的放射性污染。为了研究不同模型下裂变产物在压力容器内外释放量及其衰变热分布,分析喷淋系统对控制源项释放及热量的影响。基于典型的百万千瓦级压水堆核电站模型,利用一体化安全分析程序MAAP建模,分析计算CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH三种源项释放模型反应堆一回路热管段破口叠加高、低压安注失效的事故序列和后果。结果表明:裂变产物源项主要在压力容器内释放,释放量远多于压力容器外的释放量。CORSOR-O模型下压力容器最晚融穿,安全壳失效最早;ORNL-BOOTH中压力容器虽最先融穿,但安全壳失效远晚于其他两种模型。源项释放差异导致不同模型衰变热现象不同,主要热源皆为挥发性裂变产物。开启喷淋不仅可以使悬浮碘化物充分控制在安全壳内,还能有效带走源项产生的衰变热,降低安全壳压力,保证安全壳完整性。

摘要：反应堆内结构材料及回路中的腐蚀产物经过强中子辐照后会被活化成放射性核素,这些核素及其衰变产物是工作人员的主要辐照危害来源。因此,高效精确地计算这些放射性核素的存量对于反应堆屏蔽防护设计、放射性源项与废料管理等方面具有重要意义。本文研究了一种基于最佳一致逼近多项式(MMPA)的中子活化计算方法,相比于线性子链解析方法、指数欧拉方法等传统中子活化计算方法,该方法具有数值稳定性好、求解效率高且不需要单独处理短寿命核素的优点。进一步在自主研发的核素存量计算软件AMAC中研究并实现了基于MMPA方法的两种求解策略,并通过衰变工况、辐照工况、脉冲工况下的典型材料活化算例和针对大规模活化矩阵的算例初步验证了MMPA方法应用于多工况中子活化计算中的正确性和有效性。测试结果表明,该方法具有良好的计算精度和求解效率。

摘要：环形燃料棒具有内外两个冷却表面,与传统棒状燃料棒相比,可充分带走燃料芯块产生的热量,有效降低燃料棒表面温度,提升反应堆安全性。通过数值模拟的方法为钠冷快堆建立稳态工况下的环形燃料棒相关数学物理模型,在保持采用绕丝定位方式的基础上,改变绕丝缠绕的位置及数量,对比分析不加绕丝、外绕、内绕、内外绕四种模型对钠冷快堆环形燃料棒温度场、流场、压力场的影响。研究表明:绕丝对流场具有充分搅混的作用,可增加冷却剂的流速,对燃料棒热量导出具有促进作用;采用内外绕时环形燃料棒整体性能最佳,环形燃料棒最高温度为768.2 K;绕丝的引入及绕丝数量的增加,均会引起压降的增加;内外绕时内外流场压降最大,但均在其安全裕度范围内。

摘要：压水堆大破口事故下会发生锆水反应以及熔融物与混凝土反应,产生氢气的同时伴随大量热量释放,这会对安全壳完整性产生巨大威胁。本文对锆合金氧化机理模型进行优化,添加了锆合金与空气氧化机理模型并优化了锆水反应计算模型,使用优化后的一体化程序,研究百万千瓦级压水堆核电站在发生大破口叠加高、低压安注失效事故下氢气源项及缓解措施。分析表明,氧化计算模型优化后堆芯产氢量减少了26.3 kg。堆腔注水可以持续带走压力容器内的热量,保证压力容器完整并防止熔融物与混凝土反应;氢气复合器与点火器联合使用,可以更有效、更快速降低安全壳内氢气浓度,防止氢气在安全壳内聚集,从而保证安全壳的完整性。

摘要：钠冷快堆通过金属绕丝定位,绕丝在加强冷却剂交混、促进对流换热、减小机械振动等方面具有重要的作用。本文通过计算流体力学(CFD)建立钠冷快堆环形燃料组件的相关数学物理模型,就绕丝所引起冷却剂在子通道的流动特性展开研究。研究表明:冷却剂在子通道内的流动呈现周期性,周期为一个螺距(100 mm);中心子通道内冷却剂的流动受相邻棒束的三个绕丝的影响,绕丝的交混作用更强,流动更加稳定;子通道横向流最大为1.74 m/s,横向流最大的位置随着绕丝螺旋结构缠绕位置的不同而变化;子通道间隙内的归一化横向流具有周期性。本文为钠冷快堆环形燃料组件的进一步优化设计提供数据支撑,具有一定的研究意义。

摘要：燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。相比于传统点燃耗算法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)具有计算速度快、精度高的优点。基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process),采用切比雪夫有理逼近方法和桶排序能量查找方法,进行了蒙特卡罗燃耗计算的初步研究与验证。通过燃料棒燃耗例题以及IAEA-ADS(International Atomic Energy Agency-Accelerator Driven Systems)国际基准题,初步验证了该燃耗计算方法的正确性,且IAEA-ADS基准题测试表明,与统一能量网格方法相比,桶排序能量查找方法在保证了计算效率的同时减少了内存开销。

摘要：在核反应堆运行过程中,产生的大量中子对结构材料、回路中的腐蚀产物有很强的活化作用,从而对工作人员在运行、检修、退役等多个环节造成辐射危害。因此高精度、高效率的活化计算在反应堆设计和安全分析研究中有着重要的作用。切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)相比于传统的活化计算方法,不需要单独处理短寿命核素,具有计算速度快、精度高、步长包容性好的优点。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,采用切比雪夫有理逼近方法,并发展了基于深度优先搜索的活化链动态构建方法和大规模矩阵自适应降阶方法,进行了活化计算的初步研究。通过选用IAEA-ACB(International Atomic Energy Agency-Activation Calculation Benchmark)国际基准例题及压水堆燃料包壳材料例题,初步验证了该活化计算方法的正确性,且测试结果表明,本文发展的大规模矩阵自适应降阶方法能够有效的提高活化系数矩阵的求解效率。

摘要：基于切比雪夫有理逼近方法,结合欧洲活化数据库EAF,自主开发了中子活化计算程序AMY,支持核素密度、活度、衰变热、潜在生物危害、清洁因子及接触剂量率等放射性核素特征量的精确计算.为了验证AMY的正确性和有效性,选取欧洲活化手册中的基础核数据库进行测试,并与活化程序FISPACT-2007的计算结果进行对比.结果表明两者的计算结果吻合较好,且AMY的计算效率略高于FISPACT-2007.

摘要：核数据库是中子输运计算的基础。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价库,采用NJOY制作了用于MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)程序的AHD1.0(Advanced hybrid database1.0)库,并从国际临界核安全手册(International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments,ICSBEP)中分别选取了高浓铀、中浓铀、低浓铀的快谱、中间谱及热谱的部分基准装置,用MCNP程序调用该数据库进行了临界基准验证,验证结果显示:调用该库的计算值与实验值符合较好,误差在0.5%以内,具有较高的精确度,满足核设计对数据库精度的要求。但对于部分含有W、Fe、Gd等结构材料、吸收材料的基准检验中,存在较大的偏差,造成这些偏差的主要原因是计算过程中核素的处理及评价数据库的来源,需要进一步的研究验证。

摘要：本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。