摘要:点源与探测器相对位置发生变化时,探测效率会发生很大变化,确定探测效率随探测距、角度变化的函数关系有利于快速得到点源在任意位置处的探测效率。利用蒙特卡罗软件MCNP5模拟计算了152Eu、137Cs、60Co点源在特定位置处的探测效率,与实验结果相比,最大误差不超过6%。基于MCNP5对3.81 cm LaBr3(Ce)探测器做效率刻度,并计算了点源在探测器正面2π空间范围内不同位置处的探测效率,拟合了探测效率与角度和距离的函数关系。结果表明:点源探测效率最大值出现在与探测器轴线夹角90°处,随着探测距离和能量的增大,角度对点源探测效率的影响逐渐减小;空间位置对探测效率的影响实际上是对点源相对于探测器的空间立体角效率。基于效率函数可计算出特定能量γ射线在空间任意位置处的探测效率,对LaBr3(Ce)探测器效率矩阵的求解及效率刻度具有一定的参考价值和指导意义。
摘要:在核反应堆发生严重事故时,自然对流、传热和湍流现象对安全壳内的气体流动和分布起着重要作用。为研究事故发生时安全壳内气体流动和换热现象,并分析自然对流下的温度分布。采用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法开展数值模拟研究,首先利用差异加热空腔实验数据对CFD方法分析封闭空间内自然对流换热现象的适用性进行验证,然后建立了与THAI(Thermal-hydraulics,Hydrogen,Aerosols and Iodine)-TH21实验装置相对应的几何模型,分析了实验过程中安全壳内压力变化以及达到稳定状态后装置内的流动换热特性。结果表明:本文采用的计算方法对分析安全壳内气体流动换热具有较好的适用性,模拟得到的准静态压力高于实验压力1.61%,冷壁面附近温度分布与实验数据吻合良好,热壁面附近温度分布误差在2%以内。研究有助于相关数值方法与模型的验证与开发,并可为反应堆事故发生时安全壳内气体流动及分布提供一定的参考。
摘要:腐蚀产物在压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)锆合金表面沉积后会形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD),降低燃料包壳换热能力,并对一回路放射性水平产生影响。注锌作为一种水化学调节方式,在国内外各核电站中正得到越来越广泛地应用。CRUD主要成分为镍铁络合物,锌作为比镍铁更活泼的金属,可能通过置换反应改变CRUD成分、或在较高热流密度的环境下析出并与镍铁形成新的金属络合物。利用人造污垢实验设备,在与PWR服役工况相近的环境下开展了注锌对人造污垢影响实验,并采用扫描电子显微镜(Scanning Electric Microscope,SEM)和X射线光电子能谱仪(X-ray Photoelectric Spectroscopy,XPS)对注锌前后CRUD的形貌、成分和氧化颗粒尺寸进行了分析。结果表明:锌主要在加热段的CRUD中析出;注锌后CRUD的镍铁比从0.58升高至0.65,氧化颗粒物孔隙率从30.15%降低至10.08%;相对于未注锌工况,CRUD开裂现象更为明显,微观形貌从疏松多孔状转变为较致密状态。本文研究成果为在运机组评估注锌对燃料性能的影响提供了参考依据。