13 CEFR一回路主循环泵卡轴事故分析

CEFR是一池式钠冷快中子反应堆，其设计热功率为65MW，试验发电功率为25MW。对于CEFR的安全分析而言，1台一回路主循环泵卡轴事故是典型的失流事故。1台一回路主循环泵发生卡轴，造成这台泵瞬时停止转动，不能为堆芯提供流量，同时，由于这条环路的逆止阀没有关闭，还会造成完好环路泵提供的流量在故障环路中倒流，造成堆芯严重失流，堆芯冷却恶化。使用俄罗斯引进的系统分析程序DINROS对中国实验快堆的1台一回路主循环泵卡轴事故进行分析。     

反应堆压力容器快中子注量计算模型简化方法研究

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。     

中国实验快堆动态模拟系统的建立：用于系统安全分析和仿真研究

ＯＡＳＩＳ是一个快堆系统安全分析程序,它既可用来分析整个快中子反应堆各系统的稳态与各种瞬态特性,也可用来模拟反应堆控制与调节系统,从而可对中国实验快堆的各种运行工况和事故工况进行宏观分析和研究。ＯＡＳＩＳ程序前身是已经应用于法国超凤凰的反应堆和凤凰反应堆安全分析的ＤＹＮ２Ｂ程序。     

三维离散纵标方法在RPV快中子注量率计算中的初步应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆压力容器快中子注量率计算中最常用的方法之一.计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善,使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能.本文以某压水堆为研究对象,采用基于三维全堆芯中子学程序SCIENCE的计算结果,使用三维离散纵标方法程序计算了压力容器内表面快中子注量率三维分布,并分别与采...     

涂硼正比计数管慢化体对中子探测效率影响研究

涂硼正比计数管是一种常用的反应堆源量程探测器,对热中子测量有很高的探测效率,对于快中子反应堆则需要增加合适的慢化体,提高中子探测效率。本文利用蒙特卡罗程序MCNP,模拟计算涂硼正比计数管在不同慢化体厚度的情况下,对各能量单能中子的相对探测效率和绝对探测效率,得到在不同慢化体厚度下,计数管的相对探测效率和绝对探测效率与中子能量的关系。最后针对快中子反应堆的典型中子能谱,模拟计算涂硼正比计数管在不同的慢化体设计时的探测效率,得出了一种优化的慢化体设计方案,对快中子反应堆核测量系统设计具有一定指导意义。     

反应堆压力容器快中子注量计算基准验证

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法。选取H.B.ROBINSON—2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理。在此基础上,针对计算过程中的几何简化方法进行敏感性分析,结果表明,对外围组件进行pin-by-pin模拟是必要的。     

反应堆多群常数计算程序的开发、研制(英文)

在CYBER-825计算机上移植、开发了引进的快中子多群常数产生程序FOURACES,热中子多群常数产生程序FLANGE-AE程序,进一步开发了计算共振自屏因子的MINX程序,并研制了产生反应堆多群常数的程序包RMCPP。利用这个程序包产生了63群多群常数工作库MC,将它与核工程临界安全计算MONTE CARLO程序NEMCS相联接,并计算了Pu和U系统的有效增殖因数,取得了初步满意的结果。     

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律，优化了实验测量裂变率分布方案，合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究，确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示：快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。     

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量

利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.     

快堆群常数连接程序LEK

LEK核数据处理程序是实现从ENDF/B-IV格式的评价核数据库中,用计算机自动取出快堆群常数程序KQCS的输入数据的程序。LEK取数既准确又节省大量的人力,改变了KQCS程序需手工输入上万个核数据的繁烦、落后局面,使中国核数据中心(CNDC)用计算机计算大量核素的快中子反应堆多群常数成为可能,为检验中国评价核数据库(CENDL)创造了条件。     

Primary Pump Shaft Seizure Accident Analysis of CEFR

CEFR is a sodium cooled fast reactor of pool-type with 65 MW thermal power and matched with a 25 MW turbine-generator. As a design basis accident of CEFR, a primary pump shaft seizure is a typical one of loss of coolant accidents. The paper gives the analysis of the accident with the liquid metal fast reactor system code DINROS introduced from Russian. The results shows that the consequence of the accident is in accordance to the acceptance criteria. There is no fuel pin failure and no radioactivity release.     

快堆系统分析程序FASYS堆芯分析模块验证

中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS，已用于中国实验快堆的调试试验分析，目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等，其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型；采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型，各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估，为中国示范快堆的事故分析提供参考。     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型，具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故，包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明，池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1，双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型，瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作，需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想，建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型，采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法，开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS，并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明，THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程，具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力，可为我国钠冷快堆研发提供支持。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力，研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值，而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程，确定主要的无量纲相似准则群；基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析，获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数；对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数，开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明，SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好，建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。      

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

Lead-based fast reactors have good natural circulation capabilities, and its natural circulation characteristics is of great value to improve the inherent safety of the reactor, and the scaling analysis method is the theoretical basis for establishing a reasonable and feasible lead-based fast reactor natural circulation test facility. In this paper, the main similarity groups could be determined by using dimensionless fluid governing equations of typical natural circulation lead-based fast reactor primary cooling system. Based on the constructed dimensionless similarity groups, the scaling analysis of small natural circulation lead-based fast reactor named SNCLFR-10 was carried out to obtain the geometric and thermal hydraulic design parameters of the dual-loop single-phase natural circulation experimental facility. The scaling method of the lead-based fast reactor natural circulation test facility was verified by comparing and analyzing the key thermal and hydraulic parameters of SNCLFR-10 and the scaled-down test facility under rated conditions. The research results show that the key thermal-hydraulic parameter ratios of SNCLFR-10 and the scaled-down facility are in good agreement with the theoretically deduced ratio, and the established lead-based fast reactor natural circulation experimental facility scaling analysis method is reasonable and feasible.     

SARAX程序系统在钠冷快堆瞬态分析中的应用

无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题，本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算，分析了堆内各种反应性反馈效应，并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明：SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果；ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态，会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。     

中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析

堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)-回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却.本文利用国际通用的计算流体力学软件STAR-CD对CEFR堆容器冷却系统进行三维数值模拟,得到了在全厂断电事故发展过程中堆容器冷却系统的温度场和流场的瞬态分析结果,为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提供了数据,对快堆优化设计和安全分析提供了重要的理论支持.     

CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究

事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一,是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段,如全厂断电工况,而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具,对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟,并分析比较其结果,证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。本文工作对大型快堆的独立热交换器的设计具有一定的借鉴意义。