中国先进研究堆(CARR)回路系统总体设计特点

研究堆设计不同于核电站,因需要满足不同的使用要求,而具有各自的特点,CARR也不例外。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作慢化剂的研究堆,因此CARR回路设计围绕堆本体以反应堆冷却剂系统和重水冷却系统为主体共设置了18条回路系统,本文就CARR回路系统的总体设计特点进行了总结与介绍。     

CARR堆内三维流场分析及堆内构件流致振动分析

CARR是一座轻水慢化和冷却、重水做反射层、反中子阱型池内罐式多用途反应堆。堆内部件     

连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

南斯拉夫联盟研究堆简介

【本刊据因特网综合报道】南斯拉夫联盟现拥有2座研究用核反应堆,具体情况如下:一、R-A研究堆建造日期为1956年4月1日,临界日期为1959年12月28日,许可证颁发者为塞尔维亚共和国卫生与社会事务委员会,核保障提供者为国际原子能机构,年运行费用为100万美元,运行人员数目为28;技术规格:反应堆类型为重水堆,稳态热功率为6500kW,最大稳态热中子通量为1.0×1014中子/cm2·秒,最大稳态快中子通量为6.0×1013中子/cm2·秒,慢化剂材料为重水,冷却剂为重水,采用强制对流,冷却剂线速度为5米/秒,反射层材料为重水和石墨,反射面数目为4,控制材料为镉,控…     

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.     

重水堆核燃料循环

重水堆(HWR)一个最重要的特点就是中子经济性好，高的中子经济性使得重水堆可以使用天然铀。重水堆除可以用天然铀之外，还可用低富集度铀、轻水堆乏燃料回收的铀、MOX燃料和钍燃料等。这使重水堆的燃料循环具有更大的灵活性。     

先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

CARR净化系统的设计及分析

净化系统作为反应堆的一个组成部分,对反应堆的安全运行起着重要作用。本文主要介绍了中国先进研究堆(CARR)重水和轻水4个净化系统(主冷却剂净化系统、重水净化系统、池水净化系统、热水层循环系统)的工艺流程、系统设备、控制仪表、系统布置以及系统运行操作等方面的设计特点。     

巴基斯坦PARR-2堆简介

【英国《国际核工程》1990年12月号第47页报道】巴基斯坦的研究堆2号(PARR-2堆)早已于1989年11月2日达临界。该研究堆是在与中国合作下设计建成的,功率为27 KW。这座研究堆使用90％的浓缩铀燃料,轻水作为慢化剂、冷却剂和屏蔽物,以及金属铍和轻水作反射层。核裂变所产生的热通过自然对流导出。这座研究堆有10个供实验用的辐照区,     

几个核电站堆型组合体系的燃料利用特性比较

本文提出一个核电战略分析的解析模型,对轻水堆—快堆、重水堆—快堆、重水堆—重水堆(钍自持)三种堆型组合体系作了比较,认为重水堆—快堆组合是理想的,轻水堆—快堆组合是可行的,重水堆—重水堆(钍自持)是不可取的。     

超临界水堆10年计划

超临界水堆(SCWR)是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高(大约45％，现有轻水堆的热效率约为33％)，而且可以大大简化装置．超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器、超临界水堆的主要任务是生产低成本电力，它以2种成熟技术为基础：一是轻水堆．它是世界上使用最广泛的电力生产反应堆；另一种是世界上已在大量使用的超临界燃煤锅炉目前13个国家的32个组织正研究超临界水堆概念有大量关于超临界水堆概念及其技术难点的文献．这里不重述这些通用信息。第四代国际论坛超临界水堆指导委员会已经拟定了验证超临界水堆概念的计划，要求在2015年前完成所有基本研究和开发，并在2020年前建造小型(≤150MWU原型堆本10年计划的目标是评价超临界水堆的技术可行性。因此，本计划的重点是第四代路线报告中所确定的两个关键可行性方面的问题，即结构材料的选择／开发以及安全和稳定性的演示像经济评价、详细设计和材料的确定(codification)等问题在本阶段是次要问题，因此这里不考虑这类问题     

磁镜聚变增殖堆概念设计初步报告

为满足下世纪上半叶核能迅速发展的需要,设计了为轻水堆提供充足核燃料的磁镜聚变增殖堆CHD。增殖堆能满足10个以上同等规模功率轻水堆的核燃料的需要,它可以在不需要进行再处理的情况下直接加浓燃料。为了抑制靠近等离子体区域的裂变,对压平的功率强度进行了计算。用这种办法,增强了直接加浓聚变增殖堆的燃料生产。为了减少MHD的压降,冷却剂LiPb轴向流入再生区。虽然在反应堆中氚的投料量很低,为了减少氚通过冷却剂管的渗透,必须研制特殊材料。由11个轻水堆电站和一个聚变增殖堆组成的系统的电成本为传统的轻水堆电站的1.05倍。     

磁镜聚变增殖堆概念设计初步报告

为满足下世纪上半叶核能迅速发展的需要,设计了为轻水堆提供充足核燃料的磁镜聚变增殖堆CHD。增殖堆能满足10个以上同等规模功率轻水堆的核燃料的需要,它可以在不需要进行再处理的情况下直接加浓燃料。为了抑制靠近等离子体区域的裂变,对压平的功率强度进行了计算。用这种办法,增强了直接加浓聚变增殖堆的燃料生产。为了减少MHD的压降,冷却剂LiPb轴向流入再生区。虽然在反应堆中氚的投料量很低,为了减少氚通过冷却剂管的渗透,必须研制特殊材料。由11个轻水堆电站和一个聚变增殖堆组成的系统的电成本为传统的轻水堆电站的1.05倍。     

和平堆重水泄漏到二次冷却剂监测系统的改造方案

针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于¹⁶N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能有效判断重水泄漏量等优点,可提升和平堆的安全性。     

CARR流体系统设计改进与进展

CARR设置了以下18个流体系统:反应堆冷却剂系统:二次冷却水系统;重水冷却系统;第二停堆系统;氦气系统;真空系统;热水层循环系统;应急堆芯冷却系统;水冷同位素孔道冷却系统;水池充排水系统;反应堆冷却剂净化系统;反应堆池水净化系统;重水净化系统:重水浓缩系统:中放系统;低放系统;去离子水制备系统;压缩空气系统。 施工设计阶段对以下系统作了部分改进。 1）应急堆芯冷却系统 由原方案的2台应急泵应急启动改为2台随堆运行,并与池水冷却系统合并。每台泵的吸入口并联在1个母管上,从700m3的堆水池内吸水,出口并联在1个母管上,与反应堆冷却剂系统的冷段母管相连。应急泵出口旁路管并联在一起,并与池水冷却系统的板式换热器     

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。     

CARR重水箱设计

CARR重水箱（图1）是堆本体的关键组成部件。重水箱作为CARR的重水反射层容器，是重水压力边界的一部分，并为反应堆提供慢化剂。堆芯容器、2根停堆安全棒、水平孔道和垂直孔道等设备均通过重水箱安装定位。     

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆.以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况.结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反...     

俄高通量束流堆PIK进入带功率运行状态

正【英国《国际核工程》网站2021年2月18日报道】2021年2月8日,俄罗斯彼得堡康斯坦丁诺夫核物理研究所(PNPI)高通量束流堆PIK进入带功率运行状态。PIK是一座设计热功率为100兆瓦的压水堆,以轻水为冷却剂,重水为反射层材料,可为相关科学实验和研究提供高通量热、冷、超冷中子流。该堆的建设始于20世纪70年代,1986年受切尔诺贝利核事故的影响而停滞,当时完成了70%的建设工作。之后,根据新颁布的安全标准对已建成设施进行安全升级,直至1991年。     

轻水堆乏燃料后处理铀可直接用作坎杜堆燃料

【美国《核新闻》1989年第32卷第8期第60页报道】来自轻水堆的后处理铀能够直接在坎杜重水堆再循环,而不必象轻水堆再循环方案那样要经过再浓缩。这是加拿大原子能有限公司(AECL)在乔克河实验室进行研究所得的结论。从压水堆燃料后处理回收的铀具有0.9%的浓缩度,值得在坎杜堆进行直接再