简介:在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。1ABWR先进沸水堆(ABWR)是在世界范围内沸水堆(BWR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的
简介:由于运行规程文件体系的复杂性、运行规程对核电厂安全运行的重要性,为了充分保证运行规程的正确性和规范性,实现核电厂运行规程的标准化开发是十分必要的.本文基于规程体系和内容结构的分析,对CAP系列核电厂运行规程标准化开发的需求进行了分析,通过程序设计和代码实现开发了规程标准化开发工具并建立了规程标准化开发平台.规程开发人员能够通过平台应用使开发出的规程文件标准化、规程重要技术内容信息化,并在后台实现数据管理.实践表明,运行规程标准化开发平台能够有效提高规程的质量和开发效率,满足核安全法规对运行限值和条件的跟踪、配置管理要求,能够从设计源头降低主控室操纵员出现人因失误的可能性,对保障核电厂的运行安全有重要意义.
简介:加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行,具有次临界固有安全性,同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点,被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生,束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动,从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上。提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT,通过用户自定义功能(UOF)将中子动力学模型(PKM)和燃料棒瞬态热分析模型(PTM)集成进入FLUENT软件中,完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD/NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证,关键校验参数与发布结果吻合较好,最大计算误差为5.2%,与国际同类功能的计算程序相当,模型具有一定的可信度,可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。
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: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。