摘要：大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。

摘要：采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴调节棒转运容器的表面剂量率,并以此来判断容器的屏蔽设计是否满足标准要求。通过程序系统估算,在容器初始设计模型的基础上将5 cm铅层替换为5cm贫铀防护层,并提出了在容器下部屏蔽门缝隙处增加临时屏蔽装置以降低该处的辐射水平。经过优化设计后,钴调节棒转运容器能够满足国家相应的屏蔽标准要求。现场操作时的实测结果也进一步验证了容器屏蔽设计的合理性和可靠性。

摘要：管外含空气蒸汽冷凝是非能动安全壳热量导出系统工作中关键的传热过程,为了提高系统中换热器的换热效率需要对管束外强化换热进行研究。本文将环状疏膜板强化换热管与管束结合并使用CFD软件对其进行数值模拟,研究对冷凝换热的影响。结果表明:疏膜板布置方式、管间距等会对换热产生影响,交错布置疏膜板后换热系数最高可以比光管束提高28%;不同的布置方式对换热影响较大,不同布置换热系数可相差18%;管间距会通过影响疏膜板高度而影响强化效果。管束合理设置疏膜板后,可有较好的强化换热效果,可为换热器优化设计提供依据。

摘要：核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明:在目前核电厂乏燃料组件中,235 U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55GW.d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。

摘要：压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的40 Ar被中子活化,形成具有放射性的41 Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作40 Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中40 Ar中子活化生成41 Ar的生成率以及电厂41 Ar的环境排放源项。文章给出的41 Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定41 Ar源项的最佳估算值的参考。

摘要：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。

摘要：核电厂主控室取风口监测仪表是为了监测取风口处的放射性核素浓度或环境剂量率,并与通风系统联动,进行取风口的切换。在事故后根据正常取风口处的剂量率监测仪表的监测数据可从正常通风系统切换至带过滤功能的应急通风系统,根据两个应急取风口处的β活度监测仪表的监测数据选择污染物浓度较低的应急取风口。因此取风口处监测仪表的设置对事故后保证主控室区域的可居留性至关重要。本文针对主控室通风系统正常取风口和应急取风口的监测仪表的设置进行研究,利用某厂址一整年气象数据,根据华龙一号机型典型事故源项、通风系统设计性能及主控室建筑结构特征对事故情况下从正常通风系统切换到应急通风系统的报警阈值进行分析计算,并结合监测仪表的响应特征,针对大气释放阀释放、安全壳释放和高架释放3种释放类型,分析了相应事故工况下主控室双取风口在不同的切换间隔条件下主控室工作人员所受剂量,最后给出推荐的主控室双取风口最短切换时间间隔。本文对取风口监测仪表设置方法的探索和研究为未来同类主控室通风系统监测的设计和优化提供了参考。

摘要：通过计算 ,验证在秦山核电二期工程辐射屏蔽设计中 ,采用 0 .2 5 %的燃料元件破损率源项以及法国核电厂经验反馈数据来设计化学和容积控制系统 (RCV)主要净化设备 (过滤器和除盐器 )的屏蔽 ,是否能够满足冷停堆后 ,由于氧化运行引起的更多放射性物质积累形成的高放射性峰值所造成的外照射辐射影响的要求 。

摘要：基于蒙特卡罗方法的MCNP程序和离散纵标法的DORT程序,在解决辐射屏蔽设计过程中确定屏蔽方案时,单独使用MCNP或DORT计算屏蔽效果的两个粒子输运程序各自存在某方面缺陷的问题。通过研究MCNP与DORT两个程序的功能与特点,编写接口程序,实现了MCNP与DORT的耦合计算,弥补各自运算中的缺陷,扩展了程序的适用范围。通过验证,表明自主开发的接口程序能够完成两个程序输入输出文件的相互转化,耦合计算精度满足要求,且对各类问题有较好的处理能力,该耦合接口程序已初步应用于工程计算。

摘要：核辐照技术是核能利用的一个重要领域。由于辐照加工具有高效、节能、无污染等特点，在食品保鲜、医药、农作物育种及化工材料改性等方面得到广泛应用，因而辐照设施的屏蔽问题也显得十分重要。本文应用MCNP程序对不同源强的两个辐照设施进行了屏蔽设计．分析了初始取样粒子数目对剂量率计算结果的影响，并从计算结果分析不同的迷道设计对剂量半结果的影响。