摘要：为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。

摘要：根据《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》要求,考虑了混凝土中钢筋预拉伸作用,计算了核电厂反应堆厂房安全壳钢衬里在各工况(正常运行工况、设计基准事故工况、严重事故工况)的载荷组合作用下的应力应变,按照规范进行应变评定,以确保钢衬里结构设计满足规范要求。

摘要：概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状态的安全大数据,其信息提取和PSA融合需求迫切,本文对安全大数据在核电厂安全保障中的地位进行介绍,并分析总结安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状和发展前景。结果表明:安全大数据的应用有助于全面分析核电厂实时运行风险,将由安全大数据转换而来的安全信息与现有概率安全分析方法有机融合以实现准确可信的核电厂实时安全分析是未来重要方向。

摘要：针对某核级漩涡工艺风机开展了抗震分析和抗震试验研究,在试验基础上,得到了该类风机的抗震分析方法。首先建立核级风机有限元计算模型,通过模态分析得到风机的主要模态频率,并与动态特性探查试验结果进行对比;然后对比反应谱法分析计算与抗震试验中测得的应变结果。结果表明本文所采用的抗震分析方法是合理的,能够得到准确的地震响应结果。本文研究为采用抗震分析方法替代抗震试验提供了重要的依据。

摘要：建立了简化的C型换热器管外流体CFD分析模型,模拟了反应堆安全壳内置换料水箱(IRWST)中典型气液两相自然循环特性。首先用公开发表文献中的试验数据对计算方法进行校验,计算中采用的湍流模型、壁面沸腾模型等能较好地捕捉主流流体升温特性、两相自然循环特性。结果表明:C型换热器增加了管外流体流场分布的不均匀性,提高了冷、热流体间的搅混强度,有助于降低管外流体温度差,增加大容积水池内的自然循环能力;但由于壁面对气泡的阻滞作用,换热器弯管及水平管局部区域空泡份额最大,发生了气泡聚集。计算结果可为非能动余热排出换热器的设计提供支持。

摘要：本文根据核设施潜在风险后果,按照边坡破坏对核设施安全的危害程度,将核设施厂址边坡进行了安全等级划分,并分析其他行业边坡设计安全要求,对核设施厂址边坡安全性评价中的参数输入和安全性评价标准进行研究,提出了一套核设施厂址边坡安全性要求体系,并以某典型核设施厂址边坡为例对研究成果进行了实例计算加以佐证,以期为合理可行地进行核设施厂址边坡设计,科学有效的开展核设施厂址审评提供参考和依据。

摘要：核燃料后处理设施具有工艺复杂、化学腐蚀性强、临界安全问题突出、辐射剂量高、释热量大、弥散性强等特点。为保证核设施安全,采取合理且有区别的安全设计措施,有必要对核燃料后处理设施物项进行分级。目前,核燃料后处理设施物项分级主要依据《核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则》(EJ/T939-2014),但该行业标准未对物项分级考虑的因素给予明确要求,操作性不强。因此,本文主要对核燃料后处理设施物项分级提出建议,为设计和核安全审评工作提供参考。

摘要：核燃料后处理作为核燃料循环的重要环节,是关系到我国核能利用是否能够可持续发展的重要组成部分,核燃料后处理仪控系统是设施能够安全连续运行的重要保证,具有监测参数多,控制要求高等特点,其中安全级仪控系统要求其在工厂正常生产运行及设计基准事故工况下均能执行安全功能,因此其安全问题是设计及安全审评的关注重点。但核燃料后处理厂安全级仪控系统有针对性的法规标准较少,对于安全级仪控系统的设置要求还不够明确,缺乏可操作性。本文针对核燃料后处理安全级仪控系统,阐述了安全审评的关注点,提出了审评建议并与设计方达成了一致,有利促进了核燃料后处理设施仪控设计的规范化和优化,同时也为后续类似设施的安全审评及设计优化奠定了基础。