我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

苏联将建造世界上第一批供热堆

由国际原子能机构调集组成的核工程师小组,正在研究关于苏联建造世界上第一批地区性供热站的建议,这种供热站用核反应堆作为热源,不发电。目前,苏联和其他一些国家的不少核电站,既产热又发电。苏联在高尔基和维罗涅兹两地差不多已完成头两项核供热站工程。每座供热站有2座称之谓AST-500的500MW级反应堆。     

高通量工程试验反应堆首次提升功率及第一炉高功率运行试验

高通量工程试验反应堆于1980年12月16日完成了首次提升功率试验任务,随后成功地进行了高功率运行试验。本文简述了其中较重要试验的结果,例如功率刻度试验、流量反转试验、动态物理参数测试、满负荷试验和全厂断电试验等结果,对新堆启动中的安全监督也做了介绍。     

HFETR核功率保护仪探测器失效处置方法研究

高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量仪的电流进行研究分析,研制出一种信号适配器,经试验验证,满足反应堆运行需求,大大提高了反应堆的可运行性与经济性。     

岭澳核电站计算堆芯功率的热平衡试验分析

介绍了岭澳核电站反应堆功率运行时,为了保证RPN核功率测量系统反应堆堆芯功率测量的正确,利用KME(试验仪表系统)进行热平衡试验测量核反应堆堆芯功率的方法与计算原理,及其与大亚湾核电站试验测量方法的不同点、技术的改进及存在的问题。     

数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析

反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。     

HTTR的功率提升试验启动

【日本《原子能视野》1999年12月刊第47页报道】 日本原子能研究所去年年底宣布高温工程试验研究堆(HTTR)的功率提升试验业已启动。首先1999年10月份第一阶段以约9 MW的功率单独运行。然后在11月以相同功率并列运行,进行屏蔽性能检查、控制特性、确认中子检测器反应等的各种试验。其后,分阶段进行同功率为20 MW和额定功率为30 MW的试验,并预计使反应堆出口冷却剂温度达到850℃。HTTR的功率提升试验启动     

欧洲最新的核电站达满功率运行

【欧洲核学会《核新闻网》1995年7月5日报道】 英国最新的核电机组(塞士韦尔B)最近投入满功率运行。 这座造价20亿英镑的核电站完成其100％反应堆功率试运行时,于7月4日通过了其最后的调试。该反应堆是在今年1月31日启动的,以后逐步提升功率,原计划4月中旬达到满功率运行。 该核电站经理Dennis Joynson说:“这对     

匈牙利考虑建造大型核能地区供热站

【美国《核子周刊》1984年7月5日第6页报道】匈牙利认为,大型地区核供热站应该纳入国家能源计划。匈牙利国家技术发展局分析了反应堆地区供热的可行性,认     

CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

二次中子源组件是压水堆传统装料和临界中常用的相关组件,但是秦山第二核电厂(简称"秦二厂")1号机组所使用的二次中子源组件接近使用寿命,继续使用存在破损或失效风险,为此决定在秦二厂1号机组第14循环实施替代二次中子源项目。经过理论论证与试验验证,表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件可以替代二次中子源的作用。随后秦二厂在制定了一系列安全措施、应急方案并优化了试验方法后成功实施了替代二次中子源装料以及无源临界启动。由此表明,CNP600机组取消二次中子源组件后,仍然可以在满足安全监督要求的前提下完成堆芯装料和临界启动。     

反应堆物理启动提棒外推临界修正方法

反应堆物理启动提棒外推临界时,外推临界曲线常出现外凸现象。若按此曲线外推,将导致超临界。本文分析了出现这种现象的原因,引入一种外推临界修正方法,并进行了实例计算。与实际反应堆物理启动参数进行的比较表明：此方法较好地改善了曲线外凸现象,按修正后的曲线进行临界外推,可降低反应堆启动期间出现超临界现象的风险。     

Experimental simulation study on start-up of the 5 MW nuclear heating reactor

An experimental simulation study on the start-up of a low temperature, natural circulation nuclear heating reactor (5 MW developed by the Institute of Nuclear Energy of Tsinghua University, Beijing) is presented. The experiment was performed on the test loop (HRTL-5), which simulates the geometry and system design of the 5 MW reactor. The manifestation of different kinds of two-phase flow instability, namely geysering, flashing instability and low steam quality density wave instability on the start-up are described. The mechanism of flashing instability, which has never been well studied in this field, is especially interpreted. Based on the study of these instabilities, it is suggested that the start-up process, from initial condition to boiling operation condition, should consist of three steps: increasing of initial pressure by means of a noncondensable gas (N₂), start-up of the reactor at this pressurized condition (single-phase regime operation), and transition to a lower pressure, boiling operation. Three transition methods are discussed. As a result of these studies, the method of transition with low heat flux and low inlet subcooling is proposed. A stable start-up process of the 5MW reactor is achieved by careful selection of the thermohydraulic parameters.     

基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析

将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽轮机入口蒸汽参数等关键参数的变化趋势,总结双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的运行特点。结果表明,2个反应堆在运行过程中互相影响,二回路参数变化是2个反应堆耦合的结果。     

反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。结果表明,当核功率不超过一定功率水平时,压力自动控制方法可实现反应堆核加热冷启动过程系统压力的有效控制。      

反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析

Based on the control requirements of the reactor cold start-up process with nuclear heating, the automatic pressure control of reactor cold start-up with nuclear heating is studied in this paper, and the method for the system pressure automatic control in the process of cold start-up with nuclear heating are studied, and the automatic control method is designed and the control simulation verification is completed. At the same time, the problem of overpressure in cold start-up with water compaction state is simulated and analyzed. The interlock control methods to prevent overpressure accidents are proposed. The results show that, when the reactor power does not exceed a certain power level, the automatic pressure control method can realize the effective control of the reactor pressure during the cold start-up with nuclear heating.     

射流装置启泵过程的瞬态特性

射流装置由射流泵和主泵组成,引入MRX(Marine Reactor X)压水堆一回路系统中,有助于提升反应堆的固有安全性。反应堆启泵过程中,流量急剧上升导致堆芯温度变化,影响堆芯运行安全。通过计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法对引入射流装置MRX一回路10%满功率(Full Power,FP)、17.5%FP和25%FP堆芯功率下启泵进行三维瞬态模拟,分析MRX一回路中射流装置流场瞬态特性。结果表明,射流装置的加入可以改善一回路自然循环能力,提高启泵工况下冷却剂初始变化流量,减缓变化趋势,改善过渡安全性;启泵过程中一回路温度存在波动现象,且堆芯功率越大,波动幅度越大,时间越长;启泵完成后射流泵喷嘴处流速较大。验证了压水堆中引入射流装置提升反应堆固有安全性的可行性,同时为进一步优化设计方案提供方向参考。     

核电工程建设进度控制的关键路径分析

以M310堆型为基础．结合大亚湾、岭澳工程的建设经验．研究核电工程建设进度控制的关键路径分析表明．核电工程建设的关键路径是核岛土建、核岛安装、与一回路冷态调试相关的单系统调试及联合调试。对于核岛土建．关键路径在反应堆厂房主体土建施工、预应力张拉、重点区域的土建房间移交和关键土建／安装接口移交;对于核岛安装．有4条关键路径：对于调试．分为冷态调试相关的16个单系统调试和联合调试两个阶段。     

秦山核电厂冷却剂温度系数测定

本文叙述秦山核电厂反应堆首次物理启动热态零功率状态下冷却剂温度系数测量试验。主要介绍了试验方法、条件、步骤及结果。结果表明,所采用的试验方法、测量结果是可信的。为验证理论计算和反应堆运行提供了有价值的参考数据。     

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节,旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算,并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm,控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm,硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm,反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当,为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。