高拥军
- 作品数：7 被引量：1H指数：1
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- 核电站化容控制系统过滤器的净化效率对主回路系统内腐蚀产物源项的影响
- 压水堆核电站在投入商业运行期间,沉积于主回路系统内壁的腐蚀产物是辐射剂量的主要来源。介绍了主回路腐蚀产物的产生、运动及活化机理,同时还介绍了腐蚀产物的危害和影响腐蚀产物的主要因素等。并结合国内外核电站源项降低措施,提出了...
- 李卫星高拥军
- 关键词：压水堆核电站过滤器
- 文献传递
- 10MW高温气冷实验堆运行许可证申请审评
- 2015年
- 根据现行核安全法规和导则的要求,在10 MW高温气冷实验堆运行许可证申请文件及定期安全审查报告审评过程中,对构筑物、系统和部件的设计及实际状态方面问题、安全分析方面问题、设备合格性管理方面问题、老化管理方面问题、调试和试运行情况、运行阶段质量保证大纲等进行了重点关注。此文着重叙述了对这些重点问题和方面的审评考虑。审评结果显示,这些重点问题和方面均按要求得到了适当的处理。
- 高泉源高拥军王伟袁明豪刘莹
- 关键词：10MW高温气冷实验堆审评
- 含钆量对乏燃料组件衰变热的影响
- 2021年
- 压水堆核电厂乏燃料水池中内的乏燃料组件持续释放衰变热,由冷却系统对其持续冷却以控制乏燃料水池水温低于技术规范限值50℃。因此衰变热的计算对冷却系统的设计至关重要。文中以CPR1000机组的乏燃料组件为研究对象,采用ORIGEN/S程序,开展乏燃料组件燃耗计算和放射性核素衰变计算,并分析了含钆量对乏燃料水池衰变热的影响规律。计算结果表明:乏燃料组件含钆量越高,其衰变热越大;为了确保乏池冷却能力的设计的保守性和安全性,需要考虑含钆棒对燃料组件衰变热的影响。
- 高拥军郭振武陈秋炀
- 关键词：乏燃料组件衰变热钆
- 破损燃料组件修复后的物理特性分析
- 2017年
- 破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。
- 陈秋炀薛峰高拥军
- 关键词：燃料组件反应性功率
- 10MW高温气冷实验堆运行许可证申请审评
- 现行核安全法规和导则的要求,在10MW高温气冷实验堆运行许可证申请文件及定期安全审查报告审评过程中,对构筑物、系统和部件的设计及实际状态方面问题、安全分析方面问题、设备合格性管理方面问题、老化管理方面问题、调试和试运行情...
- 高泉源高拥军王伟袁明豪刘莹
- 关键词：实验堆
- 破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析
- 2017年
- 以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。
- 陈秋炀薛峰高拥军
- 关键词：燃料组件反应性功率
- 乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究被引量：1
- 2021年
- 在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786~7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436~4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914~288μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。
- 杨腊腊刘省勇杨煦高拥军陈秋炀张文利
- 关键词：乏燃料水池剂量率
