CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套¹⁰B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350 s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为：坪区时3.5 MW,主安全块下降5 mm时209 kW,各部件外下限时4.8 kW,30 s时约60 W。     

中国实验快堆事故停堆后余热排放过程的数值模拟

分析了中国实验快堆事故停堆后余热的排放过程。对热钠池中的流动与传热采用多孔介质模型的全三维数值模拟,对堆芯支路、事故热交换冷却回路和空冷塔冷却支路采用一维系统分析程序进行数值模拟。通过三维部分和一维部分相互耦合,模拟了余热排放的瞬态过程,得到了堆芯出口温度、燃料元件包壳的最高温度、余热热交换器的余热排放功率等许多重要参数随时间的变化曲线,对中国实验快堆的安全设计有重要的参考价值     

HTR-10硼吸收球停堆控制系统调试

介绍了10MW高温气冷实验堆吸收球停堆控制系统的设计原则和调试过程，试验证明，在不同运行工况下该系统能实现设计功能，从而保证了反应堆运行的安全性和可靠性。     

互相关法测量脉冲堆的停堆深度和棒效率

本文介绍了笔者研制的双探头互相关测量系统用于脉冲堆的反应性测量,测量结果与其它方法符合。     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

机组临时停机停堆期间的化学监督与控制

目前的化学与放射化学程序和措施,都是针对正常功率运行和按部就班有计划的大修状态而设置,如遇到机组跳堆、跳机或冷停堆等紧急情况,则没有相应的应急预案或相关程序进行提前或有目的地干预。基于这种情况,电厂化学人员经过多年的实践和不断经验反馈,总结并编写了专门针对紧急停机停堆的化学监督与控制应急预案。通过停堆过程和停堆后的不同状态,启机过程的化学与放射化学监测,监督燃料包壳状态,控制一回路的剂量水平,以防止设备腐蚀。     

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。     

10 MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究

吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1：1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR-10工程的技术要求。     

AP1000机组停堆运行

西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。     

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障.分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响.分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小.     

田湾核电站冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗配方研究

为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。     

大亚湾核电站改进燃料管理中的超温和超功率ΔT紧急停堆整定？…

加深燃耗和延长换料周期是提高核电站经济效益的手段之一。但燃耗加深后,偏离泡核沸腾比ＤＮＢＲ限制值将增大;长燃耗的堆芯装载布置使径向功率峰因子Ｆｘｙ上升、额定工况和事故工况下的最小ＤＮＢＲ大幅度下降。在大亚湾核电站改进燃料管理初步可行性研究中分析那些ＤＮＢＲ裕量较小的事故时,如沿用《广东核电站最终安全分析报告》ＦＳＡＲ中给出的超温和超功率保护定值进行计算,其计算结果不能满足ＤＮＢＲ安全限制准则。分析     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。     

重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型（Churchill-Chu和McAdams模型）进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

高通量工程试验堆外电液失电停堆状况分析

高通量工程试验堆运行１５年来，由于外电源失电造成的非计划停堆４０余次。本文按三个时段对这种停堆状况进行描述，并就本堆作为一个特殊研究堆，分析外电源失电造成的停堆次数对反应堆安全的影响，同时也提出尽量减少这种影响的建议与措施。