检索结果-南通市图书馆

三代非能动核电厂乏燃料贮运系统衰变热计算及关键因素研究

同方期刊数据库博看期刊评论

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

辐射防护 2023年第S01期43卷 14-19页

作者：王梦琪彭超黎辉郑征梅其良上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

本文以三代非能动核电厂国和一号乏燃料组件为研究对象,基于ANS5.1—2005和ORIGEN-S软件的衰变热计算开展对比研究,分析了不同冷却时间下裂变产物、锕系元素衰变热变化规律。结果显示,对于冷却时间在5年以上的乏燃料,锕系元素占总衰变... 详细信息

本文以三代非能动核电厂国和一号乏燃料组件为研究对象,基于ANS5.1—2005和ORIGEN-S软件的衰变热计算开展对比研究,分析了不同冷却时间下裂变产物、锕系元素衰变热变化规律。结果显示,对于冷却时间在5年以上的乏燃料,锕系元素占总衰变热的贡献接近20%甚至更高,锕系元素的主要贡献来自于Cm-244、Pu-238和Am-241。ANS 5.1-2005对锕系元素仅考虑了U-239和Np-239,对于冷却时间较长的乏燃料贮运系统,相对ANS 5.1—2005,ORIGEN-S衰变热计算结果更加保守。建议在三代非能动核电厂乏燃料的贮运系统衰变热计算中采用基于ORIGEN-S等类似功能的专用程序进行计算。

关键词：衰变热裂变产物锕系元素

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2021年第6期42卷 161-166页

作者：宋建余红星邓坚向清安朱大欢许幼幼罗跃建中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参... 详细信息

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度(CHF)的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。

关键词：衰变热临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 抽样失效率

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

西安脉冲堆衰变热功率精细化计算

核动力工程 2021年第6期42卷 24-31页

作者：杨宁李华琪张信一田晓艳张强西北核技术研究所西安710024

为了给脉冲堆的余热导出数值计算提供更为精细可信的能量源项,通过耦合MCNP程序和ORIGEN2程序,提出了计算方法XAPRDH以及开发了同名程序。方法实现上,首先将每个燃料元件的燃料部分(含控制棒跟随体)以轴向10等分、径向3等分的形式分割... 详细信息

为了给脉冲堆的余热导出数值计算提供更为精细可信的能量源项,通过耦合MCNP程序和ORIGEN2程序,提出了计算方法XAPRDH以及开发了同名程序。方法实现上,首先将每个燃料元件的燃料部分(含控制棒跟随体)以轴向10等分、径向3等分的形式分割为30个独立单元,全堆共形成3180个单元;然后通过灵活调用MCNP程序和ORIGEN2程序获取每个单元的材料组分、核反应截面、中子通量密度和裂变功率,最终实现对各单元衰变热的独立计算和跟踪。分析表明,本文的燃耗评价数据与文献值符合较好,与实验值在测量误差范围内吻合,全堆衰变热计算结果也与行业标准符合,说明本文建立的衰变热精细化计算方法可行,计算结果可信。

关键词：耦合衰变热栅元控制体

钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

原子能科学技术 2020年第8期54卷 1418-1425页

作者：杨军贾鸿玉杨晓燕王晓坤中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413

反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过... 详细信息

反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1—2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1—2005标准的最大相对偏差约为0.1%,与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级,初步证明了所开发模型的正确性。最后,基于中国实验快堆的设计数据,分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响,结果表明,忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%,出现在停堆初期。因此,计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。

关键词：衰变热系统分析程序 FR-Sdaso 程序验证

^(235)U快中子裂变的衰变热计算方法研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

原子能科学技术 2021年第S01期55卷 10-16页

作者：王凤龙黄小龙中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413

针对传统轻水堆衰变热计算标准不适用于快堆的问题,本文调研了量热法和累加法等衰变热计算方法以及235U热中子和快中子裂变后衰变热实验研究现状,基于累加法提出了235U快中子裂变的衰变热计算方法和计算流程,分别计算了235U快中子裂变... 详细信息

针对传统轻水堆衰变热计算标准不适用于快堆的问题,本文调研了量热法和累加法等衰变热计算方法以及235U热中子和快中子裂变后衰变热实验研究现状,基于累加法提出了235U快中子裂变的衰变热计算方法和计算流程,分别计算了235U快中子裂变后β射线衰变热、γ射线衰变热和总衰变热随衰变时间的变化关系,并与235U快中子裂变衰变热实验数据进行了对比验证。计算结果表明,235U快中子裂变的衰变热计算结果与实验结果符合较好,β射线衰变热计算值与实验值的最大相对偏差为4.17%,γ射线衰变热计算值与实验值的最大相对偏差为6.78%,总衰变热计算值与实验值的最大相对偏差为5.40%。研究结果在钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆的衰变热计算领域具有较大的应用潜力。

关键词：快中子裂变衰变热计算方法

压水堆破口事故下裂变产物源项释放及衰变热分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核技术 2024年第4期47卷 147-158页

作者：袁显宝彭珏钦张彬航毛璋亮唐海波魏靖宇周建军三峡大学理学院宜昌443002 三峡大学机械与动力学院宜昌443002 三峡大学湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室宜昌443002

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... 详细信息

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。

关键词：破口事故裂变产物源项安全壳失效喷淋系统衰变热

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

正常运行工况熔盐堆主回路衰变热特性研究

核技术 2018年第4期41卷 70-77页

作者：周波严睿邹杨杨璞于世和刘亚芬中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区上海201800 中国科学院大学北京100049

基于Mathematica 7.0建立了熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)主回路系统衰变热流动模型,并与参考程序ORIGENS在静态燃耗下的计算结果以及熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)衰变热结果进行了初步验证,相对偏差分别在±4%... 详细信息

基于Mathematica 7.0建立了熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)主回路系统衰变热流动模型,并与参考程序ORIGENS在静态燃耗下的计算结果以及熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)衰变热结果进行了初步验证,相对偏差分别在±4%和±2.76%的范围内符合较好。对2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)正常运行工况下主回路系统管道及设备内的衰变热分布进行了定量分析。结果表明:启堆达到满功率和设定流量后约20 s各区域衰变热快速积累,随后便开始平缓上升并趋平衡。平衡时堆芯活性区衰变热占总衰变热的46.7%,上腔室、热管段#1、主泵、热管段#2、换热器、冷管段及下腔室区域分别占比31.8%、1.21%、14.6%、0.89%、2.21%、1.67%和0.94%。所建立的分析方法及结论可为熔盐堆主回路系统的热工水力安全分析、余热排出系统设计、反应堆功率调节与安全控制提供重要参考。

关键词：熔盐堆主回路系统衰变热流动模型

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

含钆量对乏燃料组件衰变热的影响

机械设计 2021年第S01期38卷 167-169页

作者：高拥军郭振武陈秋炀苏州热工研究院有限公司核安全与运行技术中心江苏苏州215004 大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124

压水堆核电厂乏燃料水池中内的乏燃料组件持续释放衰变热,由冷却系统对其持续冷却以控制乏燃料水池水温低于技术规范限值50℃。因此衰变热的计算对冷却系统的设计至关重要。文中以CPR1000机组的乏燃料组件为研究对象,采用ORIGEN/S程序,... 详细信息

压水堆核电厂乏燃料水池中内的乏燃料组件持续释放衰变热,由冷却系统对其持续冷却以控制乏燃料水池水温低于技术规范限值50℃。因此衰变热的计算对冷却系统的设计至关重要。文中以CPR1000机组的乏燃料组件为研究对象,采用ORIGEN/S程序,开展乏燃料组件燃耗计算和放射性核素衰变计算,并分析了含钆量对乏燃料水池衰变热的影响规律。计算结果表明:乏燃料组件含钆量越高,其衰变热越大;为了确保乏池冷却能力的设计的保守性和安全性,需要考虑含钆棒对燃料组件衰变热的影响。

关键词：乏燃料组件衰变热钆

含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2014年第2期35卷 8-12页

作者：谭怡魏述平邓理邻刘晓黎中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰... 详细信息

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

关键词： MOX 衰变热裂变产物积存量乏燃料水池热负荷