一体化反应堆高效盒式蒸汽发生器

一体化反应堆采用盒式直流蒸汽发生器。蒸汽发生器由一个个独立的盒子组成并布置在反应堆容器与堆芯吊篮之间。一体化堆设计专项开发表明，已使用过的蒸汽发生器的特性在相当程度上证实了它们在技术上的可实现性。本文介绍的这咎蒸汽发生器。相对于已知的蒸汽顺来说，其综合性能和热工水力特性都有很大改进。这种蒸汽发生器的高性能使得开发６００ＭＷｅ的核电厂一体化反应堆成为可能。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连,为提高浮动核电厂的安全系数,需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点,分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置,对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明,优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优,且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

新一代核电厂设计的安全要求——学习新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的一些认识和体会

结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(Safetyof Nuclear Power Plants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。     

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容.以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例.     

以一体化反应堆为基础的核能源

本报告描述了由俄罗斯联邦机械工程局（ＯＫＢＭ）研制的以一体化轻水堆－ＡＳＴ，ＡＴＥＣ和ＶＰＢＥＲ为基础的核电厂的设计特征。特别注意了电厂的环境安全，赍环境影响方面看，这些核电厂比化石燃料电厂具有更显著的优势。     

中国先进研究堆(CARR)工程设计标准化

为了保证中国先进研究堆(CARR)的设计在安全上达到当代核安全水平,在技术上达到世界先进水平,建立了一套适用于CARR工程设计的标准体系。本文对该体系中标准的采集、编写和管理进行了介绍,并结合工程设计特点,提出了在标准的选用和实施过程中应注意的问题。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

中国先进研究堆功率调节系统的仿真研究及优化设计

基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影响.综合考虑CARR系统的工艺要求和功率控制系统的功能及特点,得到了数字控制器的整定参数和控制棒驱动机构的稳定限值:数字控制器的采样周期T=100ms,比例增益KP=300;控制棒位移精度的稳定限值为0.4mm,电磁线圈和衔铁的稳定限值为6.0mm.     

中国先进研究堆(CARR)的设计特点和创新技术

中国先进研究堆(CARR)是一座多用途、高性能指标的研究堆。本文就其先进技术和设计理念的采用、系统设备的布局、运行模式的确定和应用等设计特点进行了归纳。这些设计特点,体现了CARR设计的先进性、安全性、经济性和创新性,是我国研究堆设计水平的具体体现。CARR的建成和投入运行,将成为中国原子能科学研究院的发展提供重要的科研平台。     

中国先进研究堆全堆芯扩散计算

基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型,采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)堆芯进行计算。通过对选定的换料方案进行堆芯第1～3炉的临界计算,得到了各炉初/末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用隐式燃耗方法模拟了CARR堆芯燃耗过程,得到了堆芯燃耗分布,分析了堆运行过程中产生的裂变产物份额并给出了中毒反应性效应。确定了CARR的基本物理特性参数,完成了CARR物理详细设计工作,为CARR最终安全分析报告的编写以及将来的运行提供必要的数据。     

中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例，对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1．5s掉落)进行分析计算，找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速，确定了4mm／s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明，这种设置和棒速是合理的、安全的。     

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。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

SRAC程序在中国先进研究堆上的应用研究

SRAC程序是由日本原子能研究机构发布的在Linux系统下运行的堆芯物理计算程序包,包括栅元计算程序、堆芯计算程序和燃耗计算程序.本程序采用基于JENDL或ENDF/B系列的数据库,可处理300多种核素的截面参数.该程序具有计算速度快、堆芯燃料管理方便等优点.本文对SRAC程序在中国先进研究堆(CARR)上的应用进行了初步研究,利用SRAC程序对CARR进行了临界计算和首炉燃耗计算.通过与WIMS-CITATION程序系统计算结果的比较,初步确定了SRAC程序是CARR在线计算工具很好的选择,并为今后的实际应用奠定了良好的技术基础.     

CARR堆主控室通风空调及空气净化系统设计

介绍了CARR堆主控室可居留性空调系统功能、运行工况和系统设置,并对主控室空调冷负荷计算进行了分析。结果表明,该空调系统既能满足正常工况下主控室内温度及湿度的要求,又能满足事故工况下主控室操作人员可居留性的要求。