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基于AST方法的核电厂LOCA释放源项计算分析

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原子能科学技术 2017年第7期51卷 1268-1272页

作者：陈海英王韶伟兰兵陈妍韩向臻环境保护部核与辐射安全中心北京100142

根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变... 详细信息

根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。

关键词： LOCA AST 安全壳环境释放源项

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大型先进压水堆硼稀释事故模拟分析

核电子学与探测技术 2017年第11期37卷 1080-1084页

作者：韩向臻兰兵黄旭阳王喆环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓... 详细信息

基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。

关键词：大型先进压水堆硼稀释事故分析

DyGa_2和DyGa_(1.8)Cu_(0.2)化合物的结构和磁卡效应

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原子能科学技术 2010年第B09期44卷 35-39页

作者：韩向臻杜红林孙凯刘蕴韬陈东风中国原子能科学研究院北京102413 北京大学物理学院北京100871

利用电弧炉制备了DyGa2和DyGa1.8Cu0.2合金样品。通过X射线粉末衍射方法和测量磁性研究了两种合金的晶体结构和磁性能。研究结果表明:DyGa2和DyGa1.8Cu0.2化合物的晶体结构为P6/mmm六方结构,用少量Cu替代Ga可使晶胞体积变小。DyGa2和DyG... 详细信息

利用电弧炉制备了DyGa2和DyGa1.8Cu0.2合金样品。通过X射线粉末衍射方法和测量磁性研究了两种合金的晶体结构和磁性能。研究结果表明:DyGa2和DyGa1.8Cu0.2化合物的晶体结构为P6/mmm六方结构,用少量Cu替代Ga可使晶胞体积变小。DyGa2和DyGa1.8Cu0.2合金的奈尔温度分别为16K和113K,温度低于奈尔温度发生顺磁-反铁磁相变,且相变类型为二级相变。DyGa2在8K温度附近发生变磁转变,为一级相变。DyGa2的最大磁熵变值为7.3J/(kg·K),具有较强的磁制冷能力,约为131J/kg,在5K附近出现-14.9J/(kg·K)的异常负磁熵变,使DyGa2具有了温度自调节功能。掺杂少量Cu将合金的磁制冷温度提高到100K附近,具有很好的磁制冷应用开发潜力。

关键词：晶体结构磁卡效应磁熵变磁制冷

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先进压水堆乏池临界安全不确定性评价

核电子学与探测技术 2017年第10期37卷 980-984页

作者：韩向臻兰兵黄旭阳王喆环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于国际上广泛认可的临界安全分析程序SCALE计算程序,针对我国自主研发的先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,选取合理的保守假设,分析临界安全分析中的不确定性。乏池临界安全分析的不确定性主要来自于燃料组件和贮存格... 详细信息

基于国际上广泛认可的临界安全分析程序SCALE计算程序,针对我国自主研发的先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,选取合理的保守假设,分析临界安全分析中的不确定性。乏池临界安全分析的不确定性主要来自于燃料组件和贮存格架的制造公差,以及计算方法的不确定性。研究给出了基于实验验证结果的计算方法不确定性计算公式,以及总的不确定性的计算方法。计算得到先进压水堆乏池临界分析中的不确定性数值。最终,将不确定性反馈给临界安全准则,修正了k_(eff)安全限值。

关键词：乏燃料水池临界安全事故分析

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大型压水堆燃料组件错装载临界事故模拟解析

核电子学与探测技术 2017年第11期37卷 1085-1088页

作者：攸国顺李铁萍韩向臻王喆环境保护部核与辐射安全中心北京100082

燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故(稀有事故),可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法一一计算。事故分析中我们选取四种典型事故工况,针对堆芯设计采用合理的事故假设并开展模拟计算。基... 详细信息

燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故(稀有事故),可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法一一计算。事故分析中我们选取四种典型事故工况,针对堆芯设计采用合理的事故假设并开展模拟计算。基于对在线核心监测系统监测意外负荷能力的肯定,大多数错装载事故可以通过在线监测系统的堆芯监测功能检测出来。针对检测不到的组件错装载事故工况,模拟计算得到最大核焓升因子FΔH为1.66,在安全限值要求范围内。

关键词：大型压水堆临界安全事故解析

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

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核电子学与探测技术 2018年第2期38卷 167-174页

作者：王喆杨未东刘时贤胡江韩向臻环境保护部核与辐射安全中心北京100082

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进... 详细信息

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。

关键词：地坑滤网小LOCA 大型先进非能动压水堆

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

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核电子学与探测技术 2016年第4期36卷 408-411页

作者：韩向臻攸国顺潘昕怿冯进军王昆鹏兰兵环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反... 详细信息

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。

关键词：乏燃料水池临界安全事故分析

第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计

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中国科技信息 2013年第3期 50-50页

作者：韩向臻攸国顺孙微环境保护部核与辐射安全中心核与辐射安全研究所

AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的... 详细信息

AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的燃料组件增设了中间搅混格架,但应用经验较少。堆芯换料方案都为长周期换料,EPR为高泄漏换料方案,中子泄漏较多,但堆芯功率容易展平。AP1000的长周期换料方案更为灵活,为低泄漏方案,提高了中子利用率,为了展平功率,提出了较多新型设计理念,使燃料组件种类增加,堆芯装载更为复杂。

关键词：堆芯核设计燃料组件燃料管理

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大破口事故下事故容错燃料热工水力行为分析

核科学与工程 2016年第6期36卷 822-826页

作者：孙微李铁萍庄少欣韩向臻靖剑平环境保护部核与辐射安全中心北京100082

事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料,能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律,并比较了三种材料对PCT的收益... 详细信息

事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料,能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律,并比较了三种材料对PCT的收益,计算结果表明SiC得到的收益略高为32 K。采用新型事故容错材料仅改变包壳材料即可得到PCT收益,对核电厂的安全性和经济性有重要意义,但随之而来的验收准则和引入的风险也会不同,还需要对此进行深入研究。

关键词： ATF TRACE 大破口事故