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Effect analysis of the intentional depressurization on fission product behavior during TMLB' severe accident
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作者 HUANG Gaofeng LI Jingxi TONG Lili CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2009年第6期373-379,共7页
It has been found that the pressure in the reactor coolant system (RCS) remains high in some severe accident sequences at the time of reactor vessel failure, with the risk of causing direct containment heating (DCH). ... It has been found that the pressure in the reactor coolant system (RCS) remains high in some severe accident sequences at the time of reactor vessel failure, with the risk of causing direct containment heating (DCH). Intentional depressurization is an effective accident management strategy to prevent DCH or to mitigate its consequences. Fission product behavior is affected by intentional depressurization, especially for inert gas and volatile fission product. Because the pressurizer power-operated relief valves (PORVs) are latched open, fission product will transport into the containment directly. This may cause larger radiological consequences in containment before reactor vessel failure. Four cases are selected, including the TMLB' base case and the opening one, two and three pressurizer PORVs. The results show that inert gas transports into containment more quickly when opening one and two PORVs, but more slowly when opening three PORVs; more volatile fission product deposit in containment and less in reactor coolant system (RCS) for intentional depressurization cases. When opening one PORV, the phenomenon of revaporization is strong in the RCS. 展开更多
关键词 裂变产物 控制产品 严重事故 减压 故意 行为 反应堆冷却剂系统 雷达散射截面
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First-principle studies of radioactive fission productions Cs/Sr/Ag/I adsorption on chrome-molybdenum steel in Chinese 200 MW HTR-PM 被引量:2
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作者 Chuan Li Chao Fang Chen Yang 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2017年第6期123-132,共10页
Chrome-molybdenum steel(2·1/4Cr1Mo) is one of the main products of steam generation.The adsorption behaviors of radioactive fission products on2·1/4Cr1Mo surface are critical in the analysis of HTR-PM.Here,t... Chrome-molybdenum steel(2·1/4Cr1Mo) is one of the main products of steam generation.The adsorption behaviors of radioactive fission products on2·1/4Cr1Mo surface are critical in the analysis of HTR-PM.Here,the adsorption behavior of cesium,strontium,silver and iodine on 2·1/4Cr1Mo was investigated with first-principle calculations that the Ag and I atoms prefer to be adsorbed at the square hollow site of the face-centered cubic iron cell with a binding energy of about 1 and 3 eV,respectively.In contrast,Cs and Sr atoms are not adsorbed on the surface of the 2·1/4Cr1Mo.These results are again confirmed via analysis of charge density differences and the densities of state.Furthermore,the adsorption rates of these fission products show that only I and Ag have significant adsorption on the metal substrate.These adsorption results explain the amount of adsorbed radionuclides for an evaluation of nuclear safety in HTR-PM.These micro-pictures of the interaction between fission products and materials are a new and useful way to analyze the source term. 展开更多
关键词 FIRST-PRINCIPLE calculation fission product ADSORPTION behavior HTR-PM
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采用第一性原理计算U3Si2核燃料的进展综述
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作者 王坤 乔英杰 +3 位作者 都时禹 王晓东 张一鸣 张晓红 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1060-1071,共12页
U_(3)Si_(2)核燃料因其具有较高的热导率以及良好的综合性能,已被预测为核反应堆先进燃料,是事故容错核燃料的候选材料。近年的研究结果表明,U_(3)Si_(2)较U3Si表现出更好的非晶化行为,具有更高研究价值。然而,有关U_(3)Si_(2)在第一性... U_(3)Si_(2)核燃料因其具有较高的热导率以及良好的综合性能,已被预测为核反应堆先进燃料,是事故容错核燃料的候选材料。近年的研究结果表明,U_(3)Si_(2)较U3Si表现出更好的非晶化行为,具有更高研究价值。然而,有关U_(3)Si_(2)在第一性原理计算方面工作的系统性综述较少。因此,本文通过总结近几年U-Si核燃料的理论计算工作,重点综述了U_(3)Si_(2)的晶体结构、电子结构、力学性质、抗氧化性质以及裂变产物行为在第一性原理计算方面的研究进展。可以发现,与其他核燃料相比,采用第一性原理计算U_(3)Si_(2)核燃料相对滞后且相关的物理化学数据短缺。本文可为进一步开发耐事故U_(3)Si_(2)核燃料提供重要参考。 展开更多
关键词 耐事故燃料 U-Si核燃料 非晶化行为 第一性原理 电子结构 力学性质 氧化行为 裂变产物行为
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AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析 被引量:2
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作者 黄高峰 佟立丽 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期84-88,共5页
建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以... 建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项。 展开更多
关键词 AP1000 安全壳旁路 裂变产物行为 源项
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多物理场耦合TRISO颗粒堆内行为研究 被引量:2
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作者 刘仕超 周毅 +3 位作者 李垣明 唐昌兵 路怀玉 廖楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期100-108,共9页
三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆... 三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆内行为,本文通过设置边界条件,定义燃料材料物性模型,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO颗粒的多物理场计算方法,应用三维有限元平台对TRISO颗粒的堆内行为进行分析。结果表明,TRISO颗粒核芯温度随核芯功率增大而增大,但相应的温度梯度绝对值变化较小;颗粒中疏松热解碳层(Buffer层)与内致密热解碳(IPyC)层产生间隙,且寿期末间隙尺寸随核芯功率增大而降低;TRISO颗粒中IPyC层受到较大拉应力,而SiC层只有在较高的核芯功率下,才会受到拉应力,且最大拉应力随核芯功率增大而增大,这导致高核芯功率下SiC层的失效概率达到2.2×10^(-6)。SiC层对^(110)Ag、^(90)Sr、^(137)Cs等裂变产物具有优良的包容能力,在寿期末,SiC层以外几乎不存在裂变产物,这验证了TRISO颗粒在堆内的安全性能。 展开更多
关键词 TRISO颗粒 堆内行为 裂变产物分布 辐照变形
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核部件缓发γ能谱时间演化行为模拟
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作者 郭春营 陶灵姣 +2 位作者 刘志勇 李虹轶 罗昆升 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第12期2327-2335,共9页
在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上,提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法,计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律,继而根据裂变产物β-... 在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上,提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法,计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律,继而根据裂变产物β-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据,计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项,并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化,分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明:核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素140 Laβ-衰变发射的1596 keV射线,且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定,该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。 展开更多
关键词 核部件 裂变产物 缓发γ能谱 时间演化 蒙特卡罗模拟
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