基于CFD方法的自然循环反应堆冷却剂流动特性分析

运用计算流体力学(CFD)方法对自然循环反应堆冷却剂流场进行计算模拟。分析发现,采用剪切应力传输模型(SST)与雷诺应力模型(SSG)进行流场计算,其结果基本一致;CFD流量计算结果与系统程序Relap5流量计算结果基本一致。对反应堆堆芯采用闭式通道和设置提升筒的方案进行论证分析发现,两种方案均对流量分配产生影响,使流量分配特性与堆芯径向功率分布更加接近,从而实现流量分区。     

核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。     

基于和睦系统的ACPR1000反应堆保护系统定期试验方案设计

和睦系统(Firm Sys)是具有完全自主知识产权的核电厂安全级数字化仪控系统。采用先进百万千瓦级压水堆(ACPR1000)的阳江核电站5、6号机组首次使用了基于Firm Sys平台的反应堆保护系统。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验。定期试验设计需覆盖整个系统,与Firm Sys平台的自诊断设计以及保护系统结构关系密切,并需考虑定期试验过程不会对系统安全功能产生影响。本文提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目相比,简化了反应堆保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程,并对在运反应堆保护系统的定期试验方案进行了改进。     

反应堆安全壳超声波无线通信技术研究

为解决传统的无线传感信号无法实现反应堆安全壳内外的信息传输问题,研究设计了通过超声波将无线信号传输到安全壳外的超声通信系统。超声通信系统的发射单元将信号加载于40 kHz的超声波上,超声通信单元将接收到的信号通过超声换能器穿过安全壳传输到接收单元,接收单元通过三级放大、检波、滤波、比较电路,最终实现信号由安全壳内到安全壳外的传输。系统在模拟安全壳工况下试验,试验结果表明:信号能够低功耗、稳定传输,且误码率低于10~(-6)。     

緩发中子有效份額的表达式

中子引起可裂变物质(铀、钚)裂变时,除了产生二次瞬发中子外,还产生少量缓发中子。缓发中子的存在对于反应堆的控制有重要的意义。它直接关系到反应堆的动态特性,以及根据反应堆动态参数(中子寿命、反应性)测定物理特性的实验结果。这类实验在反应堆物理实验中占有相当重要的地位。在实际的反应堆中,由于存在一定数量的U~(238),而且U~(238)裂变生成的缓发中子份额与U~(235)裂变时生成的不同,以及由于为反应堆的有限大小所决定的中子不漏     

重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析

核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。     

铍光中子对研究堆瞬态特性影响研究

在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于~(235)U裂变产物放出的高能γ光子会与~9Be发生(γ,n)反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响。本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响。研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响。     

基于P89C669的反应堆样品照射控制装置设计

介绍反应堆中子活化自动辐照检测系统的设计和实现过程.系统采用PHILIPS公司具有ISP功能的单片机P89C669作为控制核心,通过气动传输装置控制样品进入反应堆和离开反应堆.安装在反应堆堆口处的光电传感器检测管道内的样品,精确控制样品的辐照时间和计算样品的冷却时间,并通过串行接口实现与计算机的通讯,实时向计算机传输样品辐照的信息,单片机驱动液晶显示器完成辐照时间、冷却时间的动态数据显示.     

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.     

大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统

简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆硼和水补给系统(REA)、核取样系统(REN)及反应堆控制系统(RRC)等,仅对与硼浓度的调节与估算有关内容作了说明。对这些系统的了解不仅可以熟悉它们的作用和功能,更能对堆芯物理试验的原理、步骤、注意事项和技术关键加深理解,也能对试验结果作进一步分析有所帮助。     

IRIS反应堆核电厂总平面布置

IRIS(国际革新安全反应堆)是一种轻水冷却、电功率为335MW的堆型，由美国能源部核能研究组领导下的—个国际联盟进行设计。IRIS所特有的一体化反应堆容器，包容了所有的反应堆主冷却剂系统设备(包括反应堆堆芯、冷却剂泵、蒸汽发生器和稳压器)。这种一体化设计方案取消了大型冷却剂环路管道，消除了失冷事故(LOCA)以及分体式设备的压力容器及支撑。此外，IRIS被设计为长寿命堆芯，并提高安全性来满足美国能源部为第四代反应堆所确定的要求。Bechtel公司在西屋公司的咨询帮助下，对IRIS电站进行了布置研究，本文将对此设计努力的结果进行介绍。     

CANDU6慢化剂系统丧失冷却情况下的温度分析

压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平,并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。     

铅基反应堆研究现状与发展前景

以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。     

TACR热传输系统热工水力瞬态分析

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中钍基燃料应用关键基础技术研究是加拿大与我国正在开展的合作课题,其中开发自主的CANDU堆堆芯热工水力设计和安全分析程序是钍基燃料应用必不可少的设计工作之一。本文针对CANDU型反应堆热传输系统结构特点,采用FORTRAN程序设计语言开发了适用于CANDU型反应堆热传输系统的热工水力瞬态分析程序CANTHAC(CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC对钍基先进CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor,TACR)进行了瞬态分析,计算工况包括满功率稳态、无保护蒸汽发生器(Steam Generator,SG)二次侧给水温度降低事故及完全失流事故。其中,满功率稳态计算结果与清华大学设计的钍基先进CANDU堆TACR设计值吻合较好,相对误差不超过2%,在可接受范围内;无保护SG二次侧给水温度降低事故及完全失流事故在计算条件下所得的燃料温度及系统压力等关键热工水力参数均在安全限值内,满足安全准则要求。程序为模块化编程,便于移植和改进,具有一定的通用性,为进一步研究工作奠定了基础。     

中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析

为检验中国实验快堆(CEFR)发生1台一回路泵切除事件时的安全性,拟在CEFR上进行试验验证。为确保试验的安全性,利用系统分析程序OASIS对试验过程进行了模拟,并对试验可能存在的风险进行了分析。计算结果表明:按照试验步骤进行操作不会对反应堆安全构成威胁;试验初期存在一些风险,源于主热传输系统各回路的流量不匹配问题,可能会对设备产生较大的热冲击。     

加速器束流瞬变ADS次临界反应堆动态特性分析方法研究

强流质子加速器(HPPA)的不稳定性产生的束流瞬变将导致加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)的散裂中子源强度发生快速变化,进而对ADS次临界反应堆产生冲击。HPPA束流瞬变下的次临界反应堆动态响应特性是ADS研究的一个重要课题。本文在总结目前ADS束流瞬变问题研究工作的基础上,对已建成的ADS次临界实验装置"启明星1#"开展了初步的与束流瞬变相关的计算分析,提出了在束流瞬变分析中针对有/无外源情况采用多模式堆芯群常数和中子动力学参数实时调用的建议。     

简讯

“反应堆保护系统标准化”学术讨论会将于6月份召开 会议由二机部第一研究设计院负责筹办,主要内容有:介绍国际电工委员会(IEC)、国际原子能机构(IAEA)及美国有关反应堆保护系统的标准,结合我国反应堆实际运行经验作分析对比报告;并提出切合我国实际需要的“反应堆保护系统”设计准则草案意见。有两篇重要报告:一篇是高通量工程试验堆保护     

大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统

简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统     

国际革新安全反应堆的SPOOL型冷却剂泵

国际革新安全反应堆(IRIS)是由国际联盟设计的轻水冷却、335MW电功率的动力堆，是美国能源部(DOE)核能研究起始计划(NERI)的一部分。IRIS的特性是一体化，压力容器包容所有的反应堆冷却剂系统主要部件，包括反应堆堆芯、冷却剂泵、蒸汽发生器和稳压器。一体化设计取消了大尺寸的冷却剂回路管道，于是不存在大破口失水事故(LOCA)，取消了一些独立的承压部件和支撑。另外，IRIS设计采用了长寿命堆芯，并加强了安全性，以达到美国DOE第四代反应堆的要求。IRIS设计的革新特性之一是反应堆冷却剂泵采用了完全包容在压力容器内的主冷却剂“spool”泵。这篇文章叙述了IRIS的“spool”泵的背景、状况和将来的发展。     

基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性

数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。