密封核热源反应堆概念

密封核热源（ENHS）是一种崭新的反应堆概念。其裂变产生的热通过新设计的反应堆容器壁从一次冷却剂传输到二次冷却剂中，这种设计使反应堆模块的设计简单化，没有与电站其它设备的机械连接，安装和更换容易。ENHS是在工厂装入燃料后，每个模块可输出125MWt，运行15个有效满功率年（EFPY）。不需要任何现场燃料装运。在其堆芯寿命末期，可以用新的ENHS模块更换旧的ENHS模块。在1999年9月份就开始了对ENHS的可行性研究，是由美国能源部NERI计划所资助的。研究发现，利用铅作为冷却剂时，ENHS能够设计成100％的自然循环，可以在反应堆容器壁在温降小于50℃的情况下把125MWt输送到二次冷却剂中。利用覆盖气体提升泵可以大大减小ENHS模块的体积和重量。对于125MWt的ENHS模块来说，可能的直径和高度分别是2.5m和20m。在装入燃料和固化铅后，其运输重量小于200t。还发现可能设计出简单均匀的、复合铅冷却的堆芯。在非常小的燃耗下，反应性波动（大约为0．5％）时，15个EFPY中可以提供125MWt到250MWt的热功率。这种堆芯的设计（参数）范围也已确定。     

安全分析用钠物性偏导数公式的推导研究

根据钠冷快堆安全分析的特点，选用已得到验证的基本特性公式。从基本Ｍａｘｗｅｌｌ方程出发，推导出了安全分析模型中常用物体的偏导数公式，本文的工作为钠冷快堆的安全分析工作打下了良好的基础。     

蒸汽发生器管子降质机理对安全的意义

蒸汽发生器（SG）管柬是反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的一部分。这也就意味着必须保持管束的完整性。然而，运行经验表明：蒸汽发生器管子会出现各种降质。这些管子降质可能导致SG管泄漏或破裂，进而通过蒸汽发生器使一回路系统的冷却剂损失，由此提供了直接通向一回路系统外部环境的途径。本文将介绍和分析几种主要SG管子的降质，从而评估这些降质在SG管子完整性方面的安全意义。     

反应堆堆芯围筒结构热流固耦合热变形分析

针对反应堆堆芯围筒热流固耦合问题,采用三维有限元法研究堆芯围筒的热变形.考察ANSYS的三维实体热单元SOLID 70,三维实体单元SOLID 45,三维表面热效应单元SURF 152和三维热-流耦合管单元FLUID 116等单元类型的特点和实用性.建立堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度分析有限元模型：堆芯围筒和吊篮采用SOLID 70,结构表面与冷却剂的对流传热表面采用SURF152,堆芯围筒与吊篮之间冷却剂采用FLUID 116.采用SOLID 45建立堆芯围筒有限元模型,根据得到的堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度场结果分析堆芯围筒热变形.结果表明,在考虑堆芯围筒及吊篮固体和流体的交叉耦合的基础上,采用三维有限元法能比较客观地模拟反应堆堆芯处的复杂运行环境.     

冷却机固定篦床处的衬砌设计

篦冷机是烧成系统中重要的组成设备之一,其性能不仅会影响二、三次风温的高低及余热发电取风的温度,而且影响出冷却机熟料的温度,甚至会影响熟料的质量及后续的水泥粉磨。国内外篦冷机研发公司,对篦冷机的结构设计与性能挖掘已经十分深入,特别是对入料端的设计,已经基本上达成共识,形成了一致的倾斜式固定篦床的设计。由于篦冷机入料口接收来自回转窑的1 300 ℃以上的高温熟料,作为一个换热回收的主要设备,其固定篦床处的衬砌结构与样式,也会在一定程度上影响篦冷机的使用性能。为了更好地发挥冷却机的工艺性能,对篦冷机固定篦床处的衬砌设计作一探讨。     

DSmT的主冷却剂泵并发故障融合方法分析

针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型．采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算;分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化,确定主冷却剂泵故障(并发故障)诊断总决策. 结果表明, 将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值,得出主冷却剂泵故障(并发故障)决策结果与实际工况相符,实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性．     

小资料

先进压水堆核电站 利用压水反应堆将核裂变能转化为热能、再产生蒸汽发电的电站，其压水堆以高压热水作为慢化剂和冷却剂。先进压水堆核电站在安全性和机组效率等方面较以往其他类型的核电站更具优势。     

用于在反应堆停堆过程中向反应堆的蒸汽发生器供应压力水的方法和装置

至少一个注射冷凝器(20)用于在反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力在反应堆热停堆状态和使得残余热冷却系统(RRA)能够工作的状态之间变化的过程中向蒸汽发生器(1)供给二次给水。注射冷凝器(20)在第一进口处供给从蒸汽发生器(1)的上部抽取的蒸汽，并在第二进口处供给来自储存箱(10)的给水。高温增压给水通过一个注射冷凝器(20)出口而供给蒸汽发生器(1)。蒸汽发生器(1)的供给并不使用附加泵来从储存箱(10)中抽取给水和将给水注入蒸汽发生器(1)的二次部分(3)中。     

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。