【摘 要】
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压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值131I/133I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一.本文介绍了压水堆正常运行期间冷却剂131I和133I的产生来源和迁移过程,建立模型估算了燃料完整、小破口和大破口情况下131I/133I范围,并通过在运CPR1000型压水堆核电厂的运行监测数据对计算模型进行了验证,两者符合得较好.
【机 构】
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中广核研究院有限公司,广东 深圳 518028;中山大学 中法核工程与技术学院,广东 珠海 519000;阳江核电有限公司,广东 阳江 529500;辽宁红沿河核电有限公司,辽宁 大连 116000;
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压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值131I/133I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一.本文介绍了压水堆正常运行期间冷却剂131I和133I的产生来源和迁移过程,建立模型估算了燃料完整、小破口和大破口情况下131I/133I范围,并通过在运CPR1000型压水堆核电厂的运行监测数据对计算模型进行了验证,两者符合得较好.
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AP1000是典型的第三代核电技术,对AP1000反应堆进行核数据的敏感性分析是不确定度量化分析的基础,对AP1000后续的安全分析有重要作用.本文基于反复裂变几率方法在蒙特卡罗前向计算中求解共轭通量,并根据一阶微扰理论得到keff对核数据的灵敏度系数.针对反复裂变几率方法普遍存在占用内存大的问题,采用稀疏矩阵的存储方式降低内存.针对计数效率低、统计涨落大的问题,采用重叠块法提高计数效率.通过在蒙特卡罗程序NECP-MCX中开发连续能量核数据敏感性分析功能模块,并对AP1000进行连续能量核数据灵敏度系数
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