CARR核测量系统设计

核测量系统是CARR仪表控制系统重要的组成部分,该系统监测CARR堆芯外中子注量率并向保护系统、ATWS缓解系统、功率调节系统等提供功率水平信号。本文阐述CARR核测量系统的设计,介绍CARR核测量系统的系统结构、堆外探测器、监测装置和技术特点。     

CARR保护系统设计

中国先进研究堆(CARR)保护系统采用数字化技术,执行反应堆的安全保护功能,包括反应堆保护和事故后监测两个子系统。本文介绍了CARR保护系统的设计以及技术特点,所采用的技术方案适合于CARR的工程应用,并达到保护系统所要求的系统可靠性和可用性。     

CARR工程热工过程测量系统总体设计

介绍了中国先进研究堆(CARR)工程热工过程测量系统的设计难点与创新设计。结合差压变送器、气体成分分析仪器、温度计等设备的选型,给出了热工过程测量系统的总体设计技术方案。最终确定了CARR热工过程测量系统设计实现的总体功能、系统构成、施工安装要求及施工验收规范。     

2 CARR数字化仪控系统设计

正在建设中的CARR是为了满足21世纪科学技术发展需要而设计建造的。CARR是一座安全可靠、高技术性能、多用途的先进研究堆，它将为中国核科研进一步发展提供一个重要的平台。CARR仪控系统由反应堆保护系统、ATWS系统、核测量系统、反应堆监控系统等组成。这些系统，除了核测量系统基本上还是采用传统的模拟技术外，均采用了计算机技术。     

CARR辐射防护监测系统中的设计优化

辐射防护监测系统是中国先进研究堆(CARR)的一个重要辅助系统,对系统中燃料破损辐射监测、主控室可居留性辐射监测和烟囱排风辐射监测三方面进行了设计优化。设计优化后的结果是在满足系统功能,把握"安全可靠,经济适用"的原则下,使优化后设计更加符合CARR运行的实际需要。     

3 CARR仪表专业施工设计

热工过程测量系统是CARR的一个重要组成部分，是运行人员获取反应堆运行信息、采取适当的安全相关行动、保证反应堆安全运行的重要条件。热工测量系统的安全功能包括：为反应堆数字化保护系统提供热工过程监测信息、为辅助控制点提供必要的热工过程状态信息、为反应堆事故监测系统提供必要的热工过程状态信息等。     

中国先进研究堆中子织构谱仪实验软件设计

本工作设计开发了中国先进研究堆（CARR）中子织构谱仪的实验软件。基于中子衍射法测量织构的基本原理及谱仪的运动控制和数据采集系统，提出织构测量所需的功能，详细描述了各功能的流程设计，最终使用Python语言在Linux系统下编写了各功能的程序模块，完成了CARR中子织构谱仪实验软件的开发。     

中国先进研究堆功率反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)功率反应性系数测量试验的目的是获得CARR堆芯满装载时功率反应性系数,为CARR安全运行提供数据参考。试验采用控制棒棒栅效率刻度法。3次试验的测量结果均为负值且与温度反应性系数不矛盾,满足验收准则的要求。文中对引起偏差的原因进行了深入分析,考虑到CARR日后运行的实际情况,选用第3次试验的测量结果为CARR堆芯满装载时的功率反应性系数。     

CARR ATWS缓解系统设计

为保证事故工况下反应堆的安全,CARR除设置保护系统外,还设置了ATWS缓解系统。本文介绍了CARR ATWS缓解系统的功能与组成以及技术特点,系统采用数字化技术,并进行了试验验证,其可靠性达到了CARR工程应用的要求。     

中国先进研究堆中子残余应力谱仪实验软件设计

设计开发了中国先进研究堆（CARR）中子残余应力谱仪的实验软件。基于中子衍射法测量了残余应力的基本原理和谱仪构型,分析了中子残余应力测量方法,提出了残余应力测量所需的功能。在谱仪运动控制和数据采集系统的基础上,设计了各项功能的流程方法,并使用LabVIEW语言编写了相应的程序。利用中子束全面测试软件的各项功能,完成了CARR中子残余应力谱仪实验软件的设计开发。     

核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证

介绍VVER-1000型核电厂声学泄漏监测系统的设计基准和功能,给出判断泄漏过程、确定泄漏量和泄漏位置的系统算法。建立主回路声模型结构图,计算得到环路背景噪声分布,并和实际机组上的试验结果进行对比。建立管道模型的试验台架,并对管道模型进行了试验验证。根据试验数据得到用于计算泄漏量大小和泄漏位置的相关系数。通过核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证,为开发田湾核电厂1、2号机组在线的核电厂声学泄漏监测系统奠定了基础。      

核电厂放射性贮存池钢覆面检漏系统关键设计参数分析与研究

检漏系统是长期放射性贮存池钢覆面的重要组成部分。为确定检漏系统的关键设计参数,采用风险分析、流体力学理论计算等方法开展分析研究,并基于某三代核电厂乏燃料水池钢覆面检漏设计开展实证分析,确定了乏燃料水池钢覆面检漏系统的检漏回路数量、最大泄漏量、检漏管道坡度和响应时间。同时,通过与乏燃料水池冷却和处理系统的设计补水能力及液位报警情况进行比对,结果表明乏燃料水池工艺设计上留有充足裕量。     

基于安全围壁的浮动堆旁路泄漏设计研究

基于陆上核电厂二次安全壳的概念,引入了浮动堆安全围壁的构想,提出了"安全壳+安全壳围壁+堆舱"的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路,提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据,为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。     

Air leakage characteristics in cracked concrete

In this paper a mathematical formulation for the air leakage rate through cracks in concrete is given. The formula works well as a good approximation for crack widths up to 1.30 mm and overpressures up to 0.80 MPa. The formula was found by means of systematic air leakage tests using unreinforced test specimens with one “defined single crack”. For thermodynamic formulation, isothermal changes in the gas state during the leakage through the crack was estimated and experimentally proved. By additional leakage tests using reinforced test specimens, practical usability of the leakage formula for reinforced panels with a “typical crack pattern” was checked.     

测定核电站RCPB泄漏率的~(18)F监测方法

本文对压水堆核电站反应堆冷却剂承压边界(RCPB)泄漏监测的重要性和常用的几种放射性监测方法进行叙述,对这几种监测方法的优缺点进行了比较。重点介绍了一种测定压水堆核电站RCPB泄漏率的~(18)F(氟-18)放射性微尘监测新方法,并对其基本监测原理进行说明。详细阐述了~(18)F微尘监测系统的结构组成、系统设计要求及计算假定条件等内容,同时还对~(18)F微尘监测系统泄漏率探测限进行计算,给出了系统的主要性能指标。     

A CFD method to evaluate the integrated influence of leakage and bypass flows on the PBMR Reactor Unit

An area that has been identified as significantly important in the development of a High Temperature Reactor (HTR) is the prediction of leakage and bypass flows through such a reactor. It is therefore essential to understand the causes of bypass flows and to determine the effect on the predicted fuel and component temperatures.This paper discusses the identification of leakage flows that are applicable to the Pebble Bed Modular Reactor (Pty) Ltd. (PBMR) design and the ranking of these leakage flows. The modeling methodology and results are also discussed.Similar to previous HTR's, it was found that leakage and bypass flows are important parameters to consider for safe and efficient operation of the PBMR. Through a focused approach, it is shown that PBMR is able to improve the understanding of this phenomenon and quantify the flows and subsequent influence on the operation of the system. This has resulted in a reduction of leakage and bypass from approximately 46% to 20%. The improved understanding of leakage and bypass flows allows PBMR to address this issue during the design phase of the project, which subsequently results in a vast improvement over historical HTR designs. This gives PBMR a distinct advantage over previous High Temperature Reactors.     

聚变实验增殖堆氚系统设计研究(英文)

介绍了核工业西南物理研究院聚变实验增殖堆工程概要设计(FEB-E)中的氚系统设计研究。第一部分介绍包层氚增殖区的划分、几何尺寸、装料特征和用蒙特卡罗程序计算得到的液态锂中的氚浓度分布;第二部分描述根据聚变堆氚物理基础构造的氚循环系统,共分成 10 个子系统及它们之间氚的流程图。运用研制的程序SWITRIM 计算了各个子系统中的氚投料量随时间的变化,满功率运行一年后各个子系统中的氚投料量。研究结果表明起动 143 MW 聚变功率 FEB-E 堆所需要的初始氚投料量大约为 319 g。第三部分对不同的运行状态下的氚泄漏问题进行了分析。潜在的氚泄漏危险可能来自于偏滤器系统从等离子体中抽出的气体。得到的结论是提高FEB-E 堆芯等离子体的燃耗份额从而减少氚的通过量对降低氚的泄漏危险是重要的。     

Sliding connections for separating different pressures and temperatures in the HTR

Sliding connections can be used at such positions where gas compartments with different pressures and temperatures must be seperated from each other. These connections should be able to compensate different temperatures during operation and to accommodate axial and angular offsets and vibrations with connecting pipes. Determination of the leakage behaviour and the reliability of the system necessitates design work, computations and experimentation. The functional reliability and approval qualification capability of the system have already been demonstrated with the THTR. The permissible leakage values can be guaranteed for every diameter, based on tested sliding connections up to 3000 mm diameter. The design-determinant influencing parameters have been located.     

SF6示踪剂远程泄漏监测系统设计及性能

非放射性气体示踪技术是一种常用的泄漏检测技术,SF₆是常用的气体示踪剂。对一些特殊检测场所,如贮存放射性和有毒有害气体的容器的泄漏监测,建立示踪剂在线采样和分析系统十分必要。本文阐述了SF₆示踪剂多监测点在线监测系统的设计思路和主要功能模块流程。该系统的样品消耗量小,可通过压力控制减小样品消耗。实验证实,系统运行对色谱基线无影响,同一样品通过不同监测通道在不同时刻的分析结果的相对标准偏差小于1%,不同监测通道样品无交叉污染,采样点的温度、压力监测结果与就地仪表监测精度相当。     

Water leakage due to the welding defect and improvement to reach 1-MW beam operation in the mercury target of J-PARC

ABSTRACT

Neutron flux per pulse reached world record at neutron source in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). In the J-PARC, mercury target system is used as a spallation neutron source. A target vessel has a multi-walled protection system that comprises a mercury vessel enclosed with a double-walled water shroud. This is to prevent the leakage of the mercury outside the target vessel. The multi-walled structure needed to be complicated with a lot of welding lines. However, during the operation, we faced an unscheduled shutdown due to water leakage to the intermediate layer between the mercury vessel and water shroud. An investigation on the cause of the leakage was carried out. It is deduced that the leakage path was formed due to the crack propagation from welding defects that are caused by the complicated multi-walled structure. The crack propagation is attributed to the repeated stress by pressure waves generated in the mercury target. Based on the investigation results, the design was improved to remove the welding line on the complicated structure and to realize the stable operation with 1 MW proton beam, which is the final design value of the neutron source in J-PARC.