中国先进研究堆堵流事故分析

堵流事故是板状燃料研究堆发生概率相对较高的一种事故。本文进行CARR堵流事故分析时,假定额定功率运行下,1盒燃料组件的入口全部堵塞。用Relap5\Scdapsim\Mod3．2程序分析堵流事故时反应性、堆功率、压力、流量和温度等的变化,并分析发生堵流的标准燃料组件对周边燃料组件的影响。结果表明,发生堵流的燃料组件将烧毁,但不向相邻的组件扩展。CARR设计采取的安全措施可以把堵流事故后果控制在可接受范围之内。     

中国先进研究堆冷中子源核发热和冷中子增益研究

为准确计算和研究中国先进研究堆（CARR）冷中子源装置氢系统的核发热和冷中子增益，建立了一整套计算方法。对参考堆的验证计算证明了该方法的正确性和有效性。对影响CARR冷中子源核发热和冷中子增益的各种因素（如慢化剂、冷包材料、冷包形状等）进行了计算和优化选择。结果表明：在核发热量较小的条件下获得了较好的冷中子增益。     

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.     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

中国先进研究堆冷中子源中子性能和自稳特性优化研究

针对中国先进研究堆(CARR)冷中子源的技术难点，研究采用国际上尚无先例的带助冷冷包结构及带助冷两相热虹吸自然循环冷却方式的可行性。在此基础上，开展了新冷却方式下冷包内液氢形状的优化，对不同冷包结构下的中子性能进行分析，优化出较好的冷包结构。针对该冷却方式，开展了对冷中子源运行稳定性至关重要的自稳特性的研究，推导出具有一阶惯性环节的自稳特性方程。通过对方程解的分析，证明了CARR新冷却方式具有较好的自稳特性并可据此开展优化分析。     

中国先进研究堆（CARR）环境影响研究

该工程为建造一座反中子阱型堆芯、核功率60MW的先进研究堆,堆芯中子阱内最大热中子注量率1.2×10~(15)cm~(-2)·s~(-1),重水反射层最大未扰热中子注量率峰值为8.3×10~(14)cm~(-2)·S~(-1)。该堆属中国原子能科学研究院新建的核设施之一,有关放射性三废处理、环境监测等均依托本院现有和在建的设施,与中国实验快堆等工程一并进行统筹安排,以满足国家核安全和环境保护法规的要求。     

HWRR物理启动过程中计算机的在线使用

一、引言反应堆物理启动实验中,物理人员的大量精力都化在记录和处理堆内中子密度数据上。如果采用计算机进行中子密度信息的在线采集并进行实时数据处理,及时获得实验结果,对确保反应堆物理启动的安全,提高实验效率和质量,有很重要的意义。在HWRR堆改用UO_2堆芯的物理启动期间,实现了用计算机进行数据采集和实时处理。还用它控制落棒方式和时间,使反应堆物理启动实验的自动化水平前进了一步。     

研究性重水反应堆HWRR UO_2堆芯的物理启动

对HWRR的UO_2堆芯进行了物理启动。在实验进程中成功地在线应用了计算机。实验结果较好地验证了理论设计,也为运行和用户提供了必要的物理性能数据。对所测得的控制棒栅反应性曲线的适用性作了论证和说明。为运行中剩余反应性的度量提供了简便实用的方法。     

秦山核电厂燃料元件综合考验的若干问题

总结了秦山核电厂燃料元件在重水研究堆（ＨＷＲＲ）中综合考验的一些有关设计与运行的技术问题。着重介绍考验组件的堆物理问题、回路温度控制、三回路冷却方案、除氧措施、高温高压阀门密封以及安全设施。     

研究堆冷中子源装置的研究现状

介绍了研究堆冷中子源(CNS)慢化中子的原理和研究现状，并对国外CNS装置的慢化剂、冷包材料及形状、冷却方式及主要组成系统的特性进行了比较和分析。