兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计

针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。     

核安全-辐射应用研讨班介绍

1　概况由日本放射线利用振兴协会举办的“核安全 -辐射应用研讨班”于 2 0 0 3年 1月 19日～ 3 1日在日本茨城县东海村的日本原子力研究所 (以下简称“日原研”)举行。来自中国、马来西亚、菲律宾、泰国及越南等 5个国家的 8人参加了研讨班。其中中国 3人 ,分别来自中国辐射防护研究院 (马吉增 ,防护与安全 )、中国原子能研究院 (柯国土 ,反应堆安全及应用 )和苏州大学 (张友九 ,辐照技术 )。该协会受日本文部科学省的委托 ,从 1993年开始举办国际核安全研讨班 ,主要邀请前苏联的国家、东欧国家以及亚洲各国核科学技术领域的高级研究人员、…     

研究性重水反应堆内壳更换的辐射防护

本文叙述了在更换研究性重水反应堆内壳中的辐射防护方法、辐射监测与评价。所采取的辐射安全管理和辐射防护措施有效地保证了工作人员、工作场所及周围环境的安全。更换内壳所用集体剂量当量为23.37人·雷姆,其中外照射为22.4人·雷姆,它主要来自~(60)Co 的贡献。氚所产生的集体剂量当量为0.97人·雷姆,其它核素的污染均小于 MPBB的0.15%。     

ERATO—法国下个世纪的空间反应堆

【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号第23页报道】对下个世纪空间能源的要求尚无一致的认识。然而,美国一些研究机构正在研制一种 SP-100型原型核反应堆,这种堆能在空间(月球表面或飞向火星的飞行器)提供50—300 KW 的电力。     

SP—100太空反应堆动力系统发展展望

ＳＰ－１００计划是美国发展太空反应堆动力系统的一个里程碑。ＳＰ－１００计划中所包括的太空反应堆动力系统技术和部件的研制将使美国在太空探索能力方面提高到一个新的水平。ＳＰ－１００动力系统包括一个快中子增殖堆，液态金属锂作为冷却剂由热电式电磁泵驱动在铌合金管道中循环，带出堆芯的热能，再通过静态热电能量转换装置转换成电能，余热通过液态金属锂带给辐射式散热装置被排向太空。该动力系统能够提供范围在１０－１０     

理想的空间电源—空间核反应堆

本文对空间电源、空间核动力反应堆进行了讨论,重点介绍了美国、前苏联和法国在空间电源领域的空间核动力反应堆技术的现状及发展。     

反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论

反应堆中管道种类繁多,布置复杂,安装难度大.本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论,主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验,预判安装中可能发生的问题,并提出了应采取的处理措施.     

热管冷却空间反应堆事故特性研究

以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。     

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。     

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3~#、4~#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1~#、2~#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的.本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态.如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的.否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用.     

浅谈反应堆压力容器主螺栓孔扩孔修复的核安全审查

介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况,结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查,给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题,以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。     

核安全评价标准初探

本文提出了在反应堆核事故中评价的风险标准框架，包括个人和社会风险的限值和目标值。所提议的个人风险限值是：工作人员为１０＾－＾４／人．ａ，厂址外公众为１０＾－＾５／人．ａ厂址边界上的公众为１０＾－＾４－１０＾－＾５／人．ａ，个人风险目标值应低于限值的１０％。社会风险限值和目标值采用Ｈｉｇｓｏｎ的建议是合理的。     

用于兆瓦级空间电源和推进装置的三-碳化物燃料反应堆的开发最终报告

对于一种应用于空间核动力的、基于先进的、混合碳化物燃料的创新型反应堆堆芯设计进行了分析。固溶体、混合碳化物燃料例如(U、Zr、Nb)C和(U、Zr、Ta)C很有希望作为空间动力反应堆的一种先进的高温燃料。这项研究阐明了在传统的空间反应堆形式中制造这些固溶体燃料的困难和加工这些高温燃料的研制方法，