摘要：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。

摘要：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。

摘要：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。

摘要：利用蒙特卡罗方法,分别模拟了屏蔽盖板间缝隙、盖板材料及贮存井壁内部结构对屏蔽效果的影响。通过分析对比,最终提出了一种高放废物贮存井盖板屏蔽设计的解决方案,不仅可满足辐射防护设计安全性的基本要求,而且最大程度地实现了废物库建设经济性的目的。这种贮存井盖板设计方法最终可量化,推广到更多同类型后处理设施的屏蔽设计工作中。

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：在高放废液贮存过程中，需要采用机械手和其它专门工具来完成特定操作，工作人员需要通过窥视窗来观察机械手和其它专门工具的操作过程，窥视窗的设计必须在保证工作人员能看清操作过程的同时满足辐射剂量率控制值的要求。本文采用QAD程序对三种材料的铅玻璃厚度进行辐射屏蔽计算，计算结果和方法可以为高放废液贮存区域窥视窗辐射屏蔽计算和设计提供参考。

摘要：一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。