核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。      

中国先进研究堆回路系统设计总结

目前，研究堆的类型曰趋多样化，有重水堆、轻水堆、气冷堆和正在研制的核聚变堆，不同的堆型，回路系统的配置相差很大，如101重水堆有与重水氦气有关的几个回路系统，49．2游泳池式堆也有与轻水有关的几条回路。但采用轻水作冷却剂，重水作反射层的堆，至少需设置十几条回路。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作反射层的研究堆，回路系统设计时主要参考了国内外一些研究堆，如HWRR、ORPHEE堆，HANARO堆、FRM—Ⅱ等。     

西安脉冲堆辐射剂量监测

为了确保反应堆运行人员和公众的安全，西安脉冲堆设置了比较完善的辐射剂量监测系统。该系统包括固定式在线连续监测和便携式仪表及取样监测两部分，本文主要了固定式在线连续监测的监测,测点布置以及各监测仪的性能特点，并简要介绍了便携式仪表及取样监测中各仪表的性能与适用范围。     

中国先进研究堆停堆冷却策略

停堆后冷却问题是中国先进研究堆（CARR）重要的安全问题之一，冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有重要的影响。有关停堆冷却系统应严格遵循核安全法规，确保其可靠性和安全性。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的方式，实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。     

研究堆

【澳大利亚铀信息中心网站2002年8月报道】 世界上有许多核反应堆被用于研究和培训、材料试验或生产医用和工业用放射性同位素。这些堆比动力堆或推进船用的反应堆要小得多,而且许多位于大学校园里。目前世界上56个国家共有283个运行中的研究堆。 研究堆一般不用于发电,其主要目的是为研究或其它用途提供中子源。它们的输出(中子束)依用途不同而各据特点。其功率用兆瓦(或千瓦)热(MWt)表示(在这里,只简单地用MW或kW表示)。大部分研究堆的功率最高为100 MW,而典型的动力堆为3000 MW(即1000 MWe)。实际上全世界283个研究堆的总功率只比3…     

三种堆型核电厂经济性评价

本文分析了核电投资的特点、建立了考虑价格浮动和通货膨胀等因素影响的核电厂建成价和核燃料成本的计算模型。对压水堆、高温气冷堆和快堆三种堆型的经济性进行了研究。结果表明，当高温气冷堆和快堆两种先进堆型实现商用概念设计后，其商业竞争能力可与现有的压水堆相媲美。     

中国核动力研究设计院研究堆安全分析

本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较，重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较，中国脉冲具有良好的安全性，安全性远比岷江试验堆和高通量工程试验堆好；高通量工程试验堆由于建造时间早，功率规模大，风险程度比岷江试验堆高。因此，必须加强高通量工程试验堆安全整治，才能确保该反应堆运行安全。     

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。     

200MW常压采暖供热堆设计研究

介绍了２００ＭＷ常压采暖供热堆的方案设计及其与加热供热堆的比较，这种反应堆堆芯放在一个大而深的水池之中，利用水的静压力提高堆芯出口的温度，其供热水温可以满足集中供热系统的要求，而反应堆却工作在常压之下。与加压供热堆相比具有结构简单，固有安全，投资低，供热成本低以及在我国容易实施的特点。     

脉冲堆辐射监测与屏蔽试验

本文介绍了我国第一座脉冲堆辐射监测和屏蔽的测量结果,并与理论计算做了比较。测量证明本堆是安全的。     

反中微子监测反应堆运行的数值模拟

利用反应堆出射反中微子计数监测反应堆运行,是国际上新兴的防扩散监测技术,已经过了实验检验。为研究该方法监测反应堆的能力,我们通过在现有MCNP5和MCORGS数值模拟软件中增加了蒙特卡罗方法模拟出射反中微子数目、能量和方向等信息的功能,开发出了用于模拟探测反应堆运行时出射反中微子的数值模拟软件。利用该软件我们研究了反应堆燃耗与出射反中微子计数关系、不同燃耗下铀和钚材料同位素比与出射反中微子计数关系、不同反应堆运行和换料条件下出射中子随反应堆运行时间的变化规律等问题。数值模拟结果表明,反应堆出射反中微子计数可以提供与反应堆运行情况相关的信息。     

秦山一期核电厂反应堆棒控棒位系统的数字化设计及其可靠性

秦山一期核电厂300 MW反应堆功率棒控棒位系统为模拟仪表控制系统,由于设备老化、维护困难和可靠性下降等原因需要改造.系统改造采用基于CPU冗余、电源冗余和ControlNet现场总线冗余的控制方案.利用PLC控制技术,对其棒控棒位模拟仪表控制系统进行数字化改造设计,克服了系统参数不能实时调整、抗干扰能力差等缺陷,增强了系统的通信能力、集中监控能力及系统可维护性,提高了系统的可靠性和安全性.模块化的程序设计,增强了程序的可读性和实用性,减少了程序扫描时间,保证了系统响应速度.实际反应堆的运行效果验证了设计的合理性.     

测温热电偶自动插装技术及插装机械手

核电站反应堆测温热电偶插装机械手是堆芯热电偶安装，检修更换的专用设备。本文结合３００ＭＷ的反应堆型，介绍了一种新型的热电偶插装技术以及插装机械手的结构和工作原理。经实例应用认为，该插装技术可作为导管引导式铠装热电偶的安装设备。     

压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析

为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ（１３３ｘｅ）。在监测中存在的主要干扰因素是高能γ射线产生的湮没辐射、ｗａｌ探测器周围ｐｂ屏蔽上产生的７５ｋｅＶＸ射线及由１９Ｏ和１６Ｎ产生的γ射线。在１座反应堆２次事故排除的元件安全性监测中，分析方法成功地得到了应用。     

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。     

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆(CEFR)上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下(40%和100%额定功率)对材料样品不同辐照温度(450~600℃)的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。     

微型反应堆卸料装置设计及可靠性分析

微型反应堆（简称“微堆”）低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

核动力厂堆芯毒性的单群点堆模拟及实验验证

To predict the poisoning quickly and precisely, a method to determine the parameters of the single group point reactor model with appropriate boundary conditions is developed, and the poisoning is predicted with the single group reactor model. And then, the evolution of Xenon poisoning and Samarium poisoning is simulated in several working conditions of the reactor of a M310 Nuclear Power Plant with the single group point reactor model. Xenon poisoning and Samarium poisoning calculated by the single group point reactor approximation fits well with the results of a more accurate 3- dimensional 2 group method. The accuracy of the point group model is examined by simulating the Xenon poisoning and Samarium poisoning in a real license operation event. The reactivity worth of Xenon poisoning and Samarium poisoning simulated by the model fits well with the reactivity worth obtained in the experiment. This work shows that the single group point reactor model can illustrate the Xenon poisoning and Samarium poisoning with significant accuracy with the parameters deduced by this method.