简介:核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎(Np)的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆(以下简称AP1000)作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中~(238)Pu生成量为3540克,约为无~(237)Np添加时生成~(238)Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除~(237)Np,同时生产~(238)Pu的技术发展提供研究思路。
简介:加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度(keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下1s内引入反应性+1β的中子学动态特性对比分析。结果表明:①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。
简介:当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(RiskReductionWorth,简称RRW)和风险增加因子(RiskAchievementWorth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。
简介:本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。