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一体化小堆失水事故响应及后果研究

核动力工程 2024年第1期45卷 149-155页

作者：蔡伟乐志东魏婷深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则... 详细信息

为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则。此外,提出了改进的紧贴式安全壳方案及可选的参数配置,计算结果表明采用改进方案可使一回路和安全壳压力很快达到平衡,更早终止破口流量,从而减少一回路失水量和放射性释放量,提升堆芯安全性并降低事故剂量后果,壳外水池容量可保障安全壳长期冷却。研究成果可为一体化小堆工程应用和安全壳设计提供参考依据。

关键词：一体化小型模块式反应堆(简称小堆) 失水事故瞬态响应放射性后果紧贴式安全壳

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基于衰变热的堆芯重要核素选取

原子能科学技术 2014年第6期48卷 1055-1060页

作者：李亢于悦海陈志宏深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要,目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方法进行计算分析,相互验证了结果。详细分析了停堆不同时刻多种核素对衰变热的贡献,筛选出主要贡献者,为... 详细信息

衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要,目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方法进行计算分析,相互验证了结果。详细分析了停堆不同时刻多种核素对衰变热的贡献,筛选出主要贡献者,为堆芯源项核素的选择提供参考。结果显示约50个核素即可包络停堆后100h^50a内95%以上的衰变热贡献。并对标准与程序结果的差异进行了分析,提出了标准适用范围的建议。

关键词：衰变热核素源项裂变产物超铀元素

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

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原子能科学技术 2015年第7期49卷 1254-1259页

作者：陈志宏沈季李亢黄才龙深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可... 详细信息

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。

关键词：临界安全分析燃耗信用制乏燃料贮存信用核素

AP1000正常余热排出系统低压注射性能分析

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原子能科学技术 2014年第12期48卷 2257-2262页

作者：王建伟王亮亮李澍深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统(RNS)的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵... 详细信息

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统(RNS)的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵的性能曲线,计算分析了RNS在向反应堆冷却剂系统进行低压注射的工况下分别从安全壳内置换料水箱和装料池两个水源吸水时该系统的低压注射性能(主要借助注射流量和注射可持续时间两个性能参数进行衡量)。通过上述计算分析,本文不仅验证了AP1000RNS低压注射功能设计的可靠性,同时也定量给出了两个低压注射水源的实际注射容量。

关键词： AP1000核电厂正常余热排出系统低压注射

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MSLB事故源项及放射性后果分析

原子能科学技术 2014年第6期48卷 1044-1049页

作者：蔡伟叶杰徐良旺深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等... 详细信息

建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等因素对TEDE值的影响。结果表明,极限工况的TEDE值在RG 1.183及GB 6249—2011规定的可接受限值范围内。

关键词： MSLB事故替代源项放射性后果总有效剂量当量

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机械通风冷却塔在内陆核电厂中的应用

核动力工程 2010年第3期31卷 92-95,101页

作者：潘文高李朝明胡彬李小燕中广核工程设计有限公司上海分公司上海200030

介绍了如何将核电厂相关设计规范应用于内陆核电厂最终热阱输热系统的机械通风冷却塔的等级划分,分析和总结了核级机械通风冷却塔的特殊设计和建造要求,并提出了核级机械通风冷却塔的设备鉴定过程,为我国自行设计和开发核级机械通风冷... 详细信息

介绍了如何将核电厂相关设计规范应用于内陆核电厂最终热阱输热系统的机械通风冷却塔的等级划分,分析和总结了核级机械通风冷却塔的特殊设计和建造要求,并提出了核级机械通风冷却塔的设备鉴定过程,为我国自行设计和开发核级机械通风冷却塔提供借鉴和指导作用。

关键词：内陆核电厂机械通风冷却塔设计建造

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浅谈新版RCC-M2007的变化

核动力工程 2010年第2期31卷 108-112页

作者：李小燕胡岩高蕊中广核工程设计有限公司上海分公司上海200030

2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备... 详细信息

2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了RCC-M 2007版的更新项。

关键词： RCC-M2007版差异对比标准

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节块法部分插棒显式表示法及数值结果

原子能科学技术 2014年第9期48卷 1616-1620页

作者：李志勇深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200030

节块法在堆芯扩散计算程序中得到广泛应用,但由于采用较粗网格以加快计算速度,给计算结果带来锯齿效应。锯齿效应影响部分与堆芯扩散相关的计算结果。本文提出将部分插棒节块内的中子截面在节块法横向积分方程中进行显式表示的方法,即... 详细信息

节块法在堆芯扩散计算程序中得到广泛应用,但由于采用较粗网格以加快计算速度,给计算结果带来锯齿效应。锯齿效应影响部分与堆芯扩散相关的计算结果。本文提出将部分插棒节块内的中子截面在节块法横向积分方程中进行显式表示的方法,即引入与节块轴向位置相关的截面阶跃函数。数值结果表明,该方法显著改善了锯齿效应引起的控制棒微分价值偏差,特别是基本完全消除了该效应对控制棒相关动力学问题的偏差。

关键词：节块法部分插棒显式表示法锯齿效应

FPGA技术在核电厂多样性驱动系统中的应用

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原子能科学技术 2014年第B11期48卷 976-979页

作者：陈冬雷张瑜陈杰雷晴深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

AP1000核电厂多样性驱动系统（DAS）为保护系统的后备。本文研究了DAS的功能和结构、可编程门阵列（FPGA）技术的基本结构以及FPGA在DAS自动驱动平台中的应用。结果表明，FPGA技术根据其结构和电路的自身特点，具备多样性能力强、复杂... 详细信息

AP1000核电厂多样性驱动系统（DAS）为保护系统的后备。本文研究了DAS的功能和结构、可编程门阵列（FPGA）技术的基本结构以及FPGA在DAS自动驱动平台中的应用。结果表明，FPGA技术根据其结构和电路的自身特点，具备多样性能力强、复杂程度低、稳定性高、响应时间短和安全性高等优点，能满足核电厂保护功能的多样性驱动，并满足相关法规标准对DAS的基本功能要求。

关键词： FPGA 核电厂多样性驱动系统