东芝临界实验装置自动停堆

【日本《朝日新闻》2004年7月13日报道】 据日本文部科学省的消息,7月13日上午11时左右,位于川崎市川崎区的东芝核技术研究所临界实验装置里的反应堆(200Wt)在启动过程中,由于两个中子测量仪之一的测量值超过了设定值而自动停堆。据说,该事故没有对操作人员及周边环境造成影响。 目前,东芝公司正在对事故原因进行调查。与此同时,文部科学省也派遣核安全检查官开始调查此事。 据称,该临界实验装置是用于研究核电厂(轻水堆)燃料特性的。 东芝临界实验装置自动停堆@李韡     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

大型先进压水堆硼稀释事故模拟分析

基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

SOP堆芯次临界状态监测问题研究

对事故后一些物理现象下的堆外中间量程测量通道IRC(Intermediate Range Channel)的响应进行了分析,包括停堆后(N-1)组控制棒组件下落、反应堆水池淹没、堆芯空泡份额或堆芯裸露等。分析发现,事故工况下IRC的响应并不一定反映堆芯次临界度的变化。从状态导向事故运行程序SOP(State Oriented Procedure)堆芯次临界度监测的目的出发,对SOP中堆芯次临界度监测阈值的选取和一回路状态功能监测优先级的确定给出了建议。     

MHWRR在极低光激中子水平下的临界启动技术

阿尔及利亚比林核研究中心重水反应堆(Multi-purposes Heavy Water Research Reactor,MHWRR)实施了仪表、控制和电气数字化升级改造,改造后的首次临界启动对改造工程具有重要意义。为保证反应堆启动安全,需要解决升级改造后在极低光激中子水平下临界启动中存在的核测量盲区问题,首先对长期停堆后堆内剩余光激中子源强、核测量盲区以及临界棒位进行了理论计算与分析研究,在此基础上提出了在无外加启动中子源条件下首次临界启动的实验技术方案。在无参考数据的情况下,实验进程完全按理论设计的预期进行,临界启动一次成功;启动过程中核功率参数得到有效监测,启动测量装置与堆外电离室测量范围衔接完备,临界棒位理论值与实验值的误差小于0.84%,实验结果与理论计算结果符合良好,表明了这项实验技术的合理可行。     

HFETR碘坑后沿启堆临界棒位的估算

本文研究高通量工程试验堆(HFETR)在碘坑内启动反应堆的问题。首先根据反应堆在碘坑内启堆时碘(135I)和氙(135Xe)浓度随时间变化关系推导出了氙毒引入的反应性随时间变化的解析表达式;接着针对HFETR某炉段进行研究,并结合冷却剂温度效应、燃耗及停堆前的棒位,给出估算碘坑后沿启动反应堆的临界棒位的方法;最后基于MATLAB软件开发用于估算碘坑后沿启动反应堆的临界棒位的程序。     

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持.加速器较为频繁的失柬问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响.研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究.结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性.建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性.     

临界事故报警系统安装设置研究

正核临界事故报警系统用于监督存在临界事故风险场所的剂量水平,当发生临界事故时迅速发出报警,启动核应急响应。我国在该领域尚未开展过系统的研究工作,参考资料匮乏。为此,核临界安全中心承担了解决临界事故报警系统安装位置选择和报警阈值设定问题的研究工作。研究组     

加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界堆束流瞬变事故研究

利用FDS团队(FissionFusion Design Study)开发的中子学与热工水力学耦合安全分析软件,对一种加速器驱动铅铋自然循环次临界反应堆的束流中断及束流超功率事故进行了模拟分析。计算结果表明:加速器驱动次临界洁净核能系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)次临界堆的功率对束流瞬变的响应几乎是瞬时的;事故工况下,自然循环会根据堆芯功率自动调整至重新达到稳定;失束时间越长,材料温度降得越低,功率瞬间恢复值越低,束流恢复后,材料温度回升的速度越快;束流200%超功率事故发生后堆芯功率最终稳定在初始功率值的192.2%,燃料温度增幅最大,为286 K,燃料和包壳不会发生损坏和熔化,冷却剂不会发生沸腾。     

对因工作人员走错机组隔间导致的核电厂人因事件的探讨

介绍了一起因走错机组隔间导致误操作继而引发反应堆停堆的运行事件。通过对这一类型事件的深入探讨,找出导致事件发生的原因,提出了改进建议。可为其他核电厂提供参考,以期避免类似事件的重复发生。     

Effect of the Discharge Voltage on the Performance of the Hall Thruster

In this paper,a two-dimensional physical model is established according to the discharging process in the Hall thruster discharge channel using the particle-in-cell method.The influences of discharge voltage on the distributions of potential,ion radial flow,and discharge current are investigated in a fixed magnetic field configuration.It is found that,with the increase of discharge voltage,especially during 250-650 V,the ion radial flow and the collision frequency between ions and the wall are decreased,but the discharge current is increased.The electron temperature saturation is observed between 400-450 V and the maximal value decreases during this region.When the discharge voltage reaches 700 V,the potential distribution in the axis direction expands to the anode significantly,the ionization region becomes close to the anode,and the acceleration region grows longer.Besides,ion radial flow and the collision frequency between ions and the wall are also increased when the discharge voltage exceeds 650 V.     

NSRL储存环真空系统的改进

为了达到储存环能量８００ＭｅＶ时储存流强３００ｍＡ时的束流寿命６００ｍｉｎ以上，详细分析了ＮＳＲＬ真空系统的现状和对真空系统改进设计。