反应堆测量孔道对屏蔽的影响

介绍了反应堆设计中屏蔽计算方法,描述了测量孔道的物理计算模型,针对反应堆物理设计中提出的实际问题进行了计算,并对有关的参数作了选择,得到了符合精度要求的满意结果。结果表明,测量孔道对屏蔽是有影响的,只要采取一定的防护措施,可使剂量当量率达到规定的容许范围内,以确保反应堆的安全。这些结果为反应堆屏蔽设计提供重要的参考价值,为反应堆的安全性提供了科学依据。     

核反应堆本体屏蔽设计计算程序系统

本文是利用多群分出扩散理论来计算反应堆本体屏蔽区中子通量分布,在此基础上,又计算了γ光子通量、剂量率分布,以及中子和γ光子产生的发热率分布,从而解决了堆内构件辐照损伤和屏蔽区外表面辐射泄漏问题. 计算结果与三群法计算结果相比,本程序可靠,且计算简便,适用于核反应堆本体屏蔽设计的计算要求.     

运入甘肃境内某核电基地放射性废物辐射水平监测

为确保甘肃省核与辐射环境安全,根据监管要求对运入甘肃省境内的某核电基地放射性废物进行了辐射水平监测,监测结果显示,该批次放射性废物γ辐射剂量率最高为2.48E+1±2.1μSv/h,α、β表面污染水平最高为8.57E-1±4.9E-2Bq/cm2,监测结果满足相关法律法规要求。运输车辆辐射屏蔽层完整。     

医用堆与池式供热堆耦合建造的概念研究

正在试验和研究中的硼中子治疗术（ＢＮＣＴ），要求设计专用反应堆，以适应大规模治疗的需要。在反应堆用于低温核供热的研究中，简单、安全、无压力的池式堆能够满足城市供热的需要，而池式堆又可提供廉价的辐射能。所以提出了一种新的池式耦合堆的设计，将ＢＮＣＴ及成熟的医用放射性同位素的生产相结合，建造功率为１２ＭＷ的医用堆。医用堆与１２０ＭＷ核供热堆耦合建造，建设投资较低。辐射和供热综合利用，医用堆的核燃料成本大为下降。这种低成本反应堆为这类专用堆的建设提供了良好的现实性。     

核电站主泵水力部件运输容器设计

针对国内还没有核电站主泵水力部件运输容器的现状,通过源项分析、屏蔽设计、结构设计、试验仿真分析、试验检验,设计并研制出了国内首台核电站主泵水力部件运输容器。本容器具有屏蔽水力部件辐射剂量、防止水力部件表面氧化,以及密封性和耐低温等功能,满足GB 11806规定的A型货包标准。该容器的成功研制不但实现了核电站主泵水力部件运输容器的国产化,设计过程中所采用的技术手段对研制其他放射性物质运输容器还具有借鉴意义。     

高速铁路软土路基工后沉降试验研究

高速铁路对路基的工后沉降提出了严格的要求 ,而现有的软土地基沉降计算方法难以满足设计要求 .通过对软土厚度 10m、路基长度 6 5m和高度 4 .5m的路基原位试验 ,分析了塑料排水板处理软土、堆载预压对地基工后沉降的影响 .为京沪高速铁路中厚层软土地基的路基设计提供了依据     

中子源的剂量分布与辐射防护

20ci中子源在工作状态时,中子发射率大,对源室的辐射较大,在较长时间使用中子源的过程中,不可避免对在源室的工作人员和周边环境造成不同影响,为保障中子源的安全使用,满足辐射防护的安全标准和优化要求。南华大学核科学技术学院研究了中子源对四周产生辐射剂量的分布情况,对源辐射分布进行实地检测及数据分析等研究工作。为中子源将采取最佳屏蔽措施提供一份参考依据。     

蒙特卡罗方法用于研究堆的屏蔽计算

为解决研究堆的屏蔽计算问题 ,讨论了应用 MonteCarlo方法的 MCNP程序进行反应堆的屏蔽计算 ,引入了结合抽样技术的 MCNP分步计算的方法。该方法特别适用于计算物理模型比较大 ,屏蔽层比较厚 ,粒子的穿透距离比较长的问题。在这一类的问题中 ,单步计算根本无法计算出结果 ,利用分步计算和抽样技术则能在较短的时间内以较高的精度 (统计误差小于 10 % )得出结果。结合抽样技术的MCNP分步计算方法能够很好地解决深穿透问题     

煤质检测装置屏蔽体的优化设计

为满足南京大陆煤质检测装置辐射防护优化设计的需求,利用Monte Carlo方法模拟了中子、光子在复合屏蔽体中的输运过程,计算了14MeV脉冲中子在使用不同屏蔽材料下的透射剂量率,通过剂量率的比较优化设计了最经济实用的屏蔽体方案,为屏蔽体的设计提供了可靠的科学依据。研究结果表明:以石蜡作屏蔽体主材料为最佳的选择,通过几何优化,有效地降低了防护体的重量,提高了防护体的性价比。     

10 MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析

10MW高温气冷堆(HTR-10)在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.0×1016Bq,必须妥善处置.HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中,每个容器可以接受2000个乏燃料元件,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内,在贮存库内休取通风冷却.文中对放射性核素释放,临界安全和辐射屏蔽等方面进行了分析,说明上述贮存方案是安全的.     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。     

Licensing of the Construction Permit of the NHR-200

ＩｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎＩｎｏｒｄｅｒｔｏｍｉｔｉｇａｔｅｔｈｅｐｒｏｂｌｅｍｓｏｆｅｎｅｒｇｙｓｈｏｒｔａｇｅ，ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｐｏｌｌｕｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｏｖｅｒｂｕｒｄｅｎｅｄｔｒａｎｓｐｏｒｔａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｓｉｎＣｈｉｎａ，ｕｎｄｅｒｔｈｅｓｕｐｐｏｒｔｏｆｔｈｅｓｔａｔｅ，ｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｈｅａｔｉｎｇｒｅａｃｔｏｒ（ＮＨＲ）ｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｂｙｔｈｅＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（ＩＮＥＴ），ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉ…     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

Safety Analysis of Accident Scenarios for the HTR-10

ＳａｆｅｔｙＡｎａｌｙｓｉｓｏｆＡｃｃｉｄｅｎｔＳｃｅｎａｒｉｏｓｆｏｒｔｈｅＨＴＲ－１０ＧａｏＺｕｙｉｎｇ（高祖瑛）；ＪｉａｎｇＺｈｉｑｉａｎｇ（蒋志强）；ＬｉＢａｏｙａｎ（李宝琰）；ＷａｎｇＣｈｕｎｙｕｎ（王春云）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌ...     

MCNP与DORT耦合计算方法研究

 基于蒙特卡罗方法的MCNP程序和离散纵标法的DORT程序, 在解决辐射屏蔽设计过程中确定屏蔽方案时, 单独使用MCNP或DORT计算屏蔽效果的两个粒子输运程序各自存在某方面缺陷的问题.通过研究MCNP与DORT两个程序的功能与特点, 编写接口程序, 实现了MCNP与DORT的耦合计算, 弥补各自运算中的缺陷, 扩展了程序的适用范围.通过验证, 表明自主开发的接口程序能够完成两个程序输入输出文件的相互转化, 耦合计算精度满足要求, 且对各类问题有较好的处理能力, 该耦合接口程序已初步应用于工程计算.     

钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.     

月球表面核反应堆电源方案

 月球基地的建立首先需要解决能源供给问题, 核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点, 是月球基地及其他深空探测任务的理想能源。分析了目前可用于月球基地的能源情况, 针对性地提出40 kW_e月球表面核反应堆电源的设计理念, 经初步优化设计, 给出该电源的方案和总体设计参数, 并从物理、屏蔽、热工、结构方面对电源方案进行分析和论证。结果表明:该电源方案合理可行, 能够满足安全和寿期要求。     

非能动安全壳外部冷却相似模拟

为了应对具有被动安全特征之先进反应堆设计中模拟验证需要,针对具有双层壳体和非能动冷却特性的安全壳结构中两壳体之间冷却流道的传热特性模拟问题,该文采用不同于常见局部现象模拟中归纳式模拟逻辑或者系统模拟中演绎式模拟逻辑的双层次构架式体系建立了模拟模型,分别在系统及局部传热传质过程的不同分析层次建立了守恒方程组。通过推导得到的表征流场状态之特征参数群,确定了流道冷却模拟的关键影响参数为功率体积比以及流体的Stanton数,并给出了相应结构参数的相似比例关系。本方法为模拟流道设计提供了理论依据和基本比例化设计参数。