池式研究堆回路系统总体配置分析

池式研究堆的回路系统配置存在一定的共性,对于相同的堆型,大部分回路配置是可相互借鉴的.通过对国内外几座池式研究堆(法国ORPHEE堆、德国FRM-Ⅱ、韩国HANARO堆、中国先进研究堆(CARR))的回路总体配置情况进行比较,分析其各自的特点,归纳出池式研究堆回路总体配置分为4个部分:与堆芯冷却相关的系统、与重水相关的系统、与池水相关的系统及辅助系统.     

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计

针对现有加速器驱动核能系统概念设计中存在的安全隐患,采用MCNP程序设计了加装辅助停堆系统的次临界实验装置;通过改变热区栅距、热区厚度和控制棒的下插深度来改变堆芯参数,对反应堆有效增殖系数进行计算和比较分析,实现了不同堆芯参数下keff值可调;对几种不同热区栅距和热区燃料棒根数所对应的停堆深度和控制棒价值进行了计算,结果表明,辅助停堆系统提高了加速器驱动系统(ADS)的安全性.     

球床先进高温堆堆芯设计研究

研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控制,但使得堆芯运行也较复杂;一次装料方案中,要使第二套停堆系统具有足够的快速停堆裕量,不能通过减小堆芯活性区装料高度实现,但可以通过增加第二套停堆系统控制棒的根数实现。本文提出了球床先进高温堆优选堆芯设计方案,该方案使球床先进高温堆的燃耗寿期可达100等效满功率天,第一套停堆系统、第二套停堆系统的冷停堆深度均满足设计要求。     

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.     

HTR-10GT辅助轴承结构特性研究

在10 MW高温气冷堆氦气透平发电系统(HTR-10GT)中,辅助轴承用于失去磁力轴承主支承后的临时辅助支承,是整个转子系统重要的安全保障.本文综述了辅助轴承的研究现状,针对已建立的辅助轴承实验台架,采用有限元建模分析,讨论了辅助滚动轴承保持架的结构特性,为辅助轴承的结构设计提供了重要参考.     

M310机组共用辅助蒸汽系统STR设计与研究

辅助蒸汽系统作为M310堆型核电站的辅助系统,在核电站启动、运行和停运期间为相关用户提供低压蒸汽.STR系统作为辅助蒸汽系统一个子系统,在电站正常运行期间,通过主蒸汽对另外一侧的水加热来产生辅助蒸汽,并确保辅助蒸汽和主蒸汽隔离.由于存在经济性和辐射防护等问题,是否设置STR系统一直存在争议.据此,本文给出了4台M310机组辅助蒸汽系统设计方案之一,即4台机组共用1＆2机组STR系统,并对该方案进行了详细分析和研究.     

俄BN—600型快堆因钠泄漏停运

俄罗斯BN—600型快中子增殖堆机组因反应堆辅助系统钠泄漏于1993年10月7日停运。 该机组亦称别洛雅尔斯基3号机组,于当地时间11点19分关闭,其原因是位于气密封箱内的一辅助系统发生钠泄漏,在反应堆运行期间工作人员没有使用该辅助系统。 目前该辅助系统已被拆离,把钠从密封箱底部排走的工作正在进行中。     

外推临界计算机辅助系统的研制

本文根据反应堆外推临界的一般原理，用Visual Basic6．0开发了脉冲堆提棒外推临界辅助系统(ECAS)．ECAS界面友好，操作简单，并有一定的容错功能；ECAS在脉冲堆首次临界试验中使用，给出结果与实际相符．     

示范快堆堆容器及堆内构件的研发设计进展

<正>本工作为国家科技重大专项资助项目。根据快堆三步走战略,在中国实验快堆(CEFR)建造完成后,要进行60万千瓦工业规模的示范快堆电站CFR600的研发,以进行工业规模的示范。示范快堆堆容器及堆内构件是国内首套自主化研发、设计的快堆大型设备,堆内构件涉及内容多,与其相连的相关系统有16个,堆容器上安装的设备有46台套,需实现主热冷却、辅助     

三里岛核电站事故处理工作取得进展

【《国际原子能机构通报》1985年第4期报道】1979年3月28日美国三里岛2号堆(TMI-2)发生的事故是轻水堆核电站的安全系统遇到的最严格的全面考验之一。反应堆芯的损坏和随后裂变产物的释放到一回路冷却系统、反应堆厂房和辅助建筑系统,其程度在轻水堆动力系统是最严重的。     

5MW THR控制系统的总体设计

本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系统由核测量、反应堆保护、反应堆控制、预警、在线计算机和控制室等6个子系统组成,并根据5MW THR 的用途和控制要求进行设计,力求简单和低成本。本系统的设计在某些方面不同于核电站控制系统,并为商用示范堆的设计和建造提供研究手段。     

5MW THR的质量保证

本文对5MW THR 在设计、制造、建造、调试和运行中的质量保证体系作了简单介绍。     

5MW THR事故分析

使用RETRAN-02程序,对5MWTHR压水方式及压水微沸腾方式运行下的六大类事故进行了分析。文中给出了一些主要事故过程描述及分析结果。结果表明:5MWTHR是一种固有安全性很好的反应堆。     

5MW THR控制棒水力驱动系统安全分析与评价

5MW THR 采用新型的控制棒水力驱动系统,本文对系统的安全特性进行了全面分析。由于该系统的设计是以非能动系统为基础,并实现了传动、导向一体化,故该系统具有可靠的固有安全特性,在任何失效事故下,都能保证反应堆安全停堆。     

5MW THR燃料组件

本文介绍了5MW THR 燃料组件的设计原则、设计特性及其结构。并对其性能进行了分析与评价。     

5MW THR中间回路及余热排出系统

5MW THR中间回路的运行压力高于主回路0.2MPa,回路中的单一设备均可独立切断,余热排出系统以自然循环方式带出堆芯余热,排除了系统对外界动力的依赖性。     

5MW THR堆内结构及应力分析

文中简要介绍了5MW THR 的堆内结构及其特点。结构设计保证了堆芯在任何条件下都处于淹没状态。由于采用了一体化布置、水力驱动棒及堆内乏元件贮存,在结构上与普通压水堆和沸水堆有一定的差别。     

5MW THR主换热器设计

文中叙述了5MW THR 主换热器的设计特点,给出了主换热器壳侧的放热系数和总阻力系数。     

5MW THR的安全特性和设计准则

本文介绍了5MW THR 的主要安全特性及部件设计准则和分级的考虑。指出了核供热堆安全设计中仍存在的问题。     

5MW THR溴化锂制冷研究

本文从提高核供热堆利用率的观点出发,讨论了利用5MW THR进行溴化锂制冷研究的可行性。