小型核热推进反应堆概念设计

与化学推进相比,核热推进具有大推力、高比冲、长寿命、可重复启动等特点.本文基于核热推进飞行器的工作特点,通过综合考虑飞行器飞行性能和反应堆内传热性能,分析了反应堆半径、高度、冷却通道直径等设计参数对飞行器飞行性能的影响规律,探究了不同设计参数之间的影响规律,获得了满足热工设计准则的反应堆设计边界,阐明了燃料表面最高温度...     

密封核热源反应堆概念

密封核热源（ENHS）是一种崭新的反应堆概念。其裂变产生的热通过新设计的反应堆容器壁从一次冷却剂传输到二次冷却剂中，这种设计使反应堆模块的设计简单化，没有与电站其它设备的机械连接，安装和更换容易。ENHS是在工厂装入燃料后，每个模块可输出125MWt，运行15个有效满功率年（EFPY）。不需要任何现场燃料装运。在其堆芯寿命末期，可以用新的ENHS模块更换旧的ENHS模块。在1999年9月份就开始了对ENHS的可行性研究，是由美国能源部NERI计划所资助的。研究发现，利用铅作为冷却剂时，ENHS能够设计成100％的自然循环，可以在反应堆容器壁在温降小于50℃的情况下把125MWt输送到二次冷却剂中。利用覆盖气体提升泵可以大大减小ENHS模块的体积和重量。对于125MWt的ENHS模块来说，可能的直径和高度分别是2.5m和20m。在装入燃料和固化铅后，其运输重量小于200t。还发现可能设计出简单均匀的、复合铅冷却的堆芯。在非常小的燃耗下，反应性波动（大约为0．5％）时，15个EFPY中可以提供125MWt到250MWt的热功率。这种堆芯的设计（参数）范围也已确定。     

可移动反射层小型反应堆核功率测量补偿设计

带有可移动反射层的小型反应堆由于反射层的位移会导致反应堆功率测量产生偏差。基于分析这种偏差问题产生的成因与特性,针对性地提出了“工作组+补偿组”双组核探测器的测量补偿方案。实施结果表明,应用该方案后基本消除了可移动反射层对核功率测量带来的影响。     

“第二核纪元”与核动力堆发展前景

本文分析了核能在许多发达国家与发展中国家内衰落的历史根源。本文认为,目前动力堆设计中忽视内在安全准则,导致系统过于复杂化,从而造成经济规模过大,投资过高与建造周期过长等一系列弱点。本文进一步对各国提出的第二代改进堆型作了综合评价,并提出我国核动力堆发展的技术路线。     

西班牙核工业部门将自行设计反应堆

[美国《核子周刊》1989年6月1日刊第1页报道]西班牙核工业组成了一个财团,设计并批准一座以西屋公司的APWP技术为基础的新型1000MW PWR。据西班牙工业和能源部有关人士说,该设计任务将于3年内完成,这意味着西班牙下一座第4代反应堆将是本国制造的。该PWR财团包括西班牙的一些主要核工业公司(包括私营的和政府的)以及作为“技术合作者”的西屋公司。预计导致批准标准设计的一项PWR计划将需花费4300万美元。     

泰国可能建造较大功率的核研究反应堆

【泰国《民族报》 1998年 8月 9日报道】　社会活动家们昨日建议召开一次技术听证会 ,以找出有关有争议的核研究反应堆安全性的可能存在的问题 ,该研究堆如果建造 ,将是泰国最大的研究堆。估计该研究堆的总投资为 70亿泰铢 ,其中约 6亿泰铢将花在建造工程上 ,但至今尚无动向 ,因为关于该项目的一些安全问题还没有得到解答。该项目在动工前必须得到核设施安全小组委员会的批准 ,小组委员会的领导是科学、技术和环境部常务秘书 Kasem Snidvongse。但是 ,和平利用原子能局 (OAEP)没有要求该小组委员会批准 ,因为担心遭到拒绝。正如所要求的…     

自动数字显示的反应堆核功率测量装置

介绍一种自动数字显示的反应堆核功率测量装置的工作原理,设计特点以及主要技术性能。     

数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析

反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。     

核热推进反应堆外环境辐射场研究

核热推进反应堆因其独特的优点渐渐受到人们重视,但其不具有完善的辐射屏蔽措施,会在运行后对外界环境造成大量的辐射,有必要对其辐射特性进行研究。本文针对美国“冥王星”TORYⅡ-C反应堆运行后产生的放射性裂变产物造成的辐射进行研究,采用点核积分算法计算得到该种反应堆满功率运行10 h后的剂量当量率分布。计算结果表明,TORYⅡ-C屏蔽层外表面剂量当量率最大可达到67.185 Sv/h,其中尾部的剂量率最高,侧面剂量率最低。TORYⅡ-C运行后会产生大量辐射物质,必须加装辐射屏蔽设施。     

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。      

兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

反应堆核测量装置实现高可靠性数字化通讯技术研究

针对反应堆核测量装置的高可靠性数字化通讯需要,根据核测量装置的具体要求、目前技术发展以及工业领域的应用情况,开发了一种以PROFIBUS总线为基础的冗余通讯网络,并设计了一种基于冗余PROFIBUS总线的通讯接口模块,初步实现了核测量装置与PROFIBUS现场总线通讯网络的连接,为进一步的研究打下了基础.     

应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价

本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性,为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见,研究表明高过热度工况最需进行实验验证,反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用Chen、Schrock-Grossman1、Wright和SchrockGrossman2公式。     

秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验的预分析

叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较.结果表明,理论预计值与实测结果符合良好.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计与技术服务管理

根据秦山核电二期工程的实际经验,首先介绍了在反应堆及反应堆冷却剂系统(简称RCP系统)的设计中所采用的管理模式--项目管理模式,包括管理过程的描述和组织机构.然后简要介绍了设计管理中工程进度的控制、设计接口管理、设计质量的控制和验证、设计文件管理、中间文件的管理等等内容.介绍了技术服务管理,主要是设备制造技术服务和现场安装及调试技术服务、管理程序、技术交底、验收活动等的管理情况.     

秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析

通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。     

小型反应堆设计中的球形燃料元件概念

美国太平洋西北国家实验室（PNNL）目前正在开发一个新颖的、提供低燃料温度、低储存能量和长堆芯寿命的球形燃料元件概念。作为验证燃料元件概念潜力的一个平台,利用PNNL开发的和平（利用）原子反应堆（AFPR-100）,已经进行了燃料性能的模拟。AFPR-100是一座电功率100MW、热功率300MW的小型水冷却反应堆设计概念,该设计采用已经证实的技术、具有非能动安全和防止核扩散的特点。燃料性能模拟已经证实,这种燃料元件的热时间常数短、燃料温度低,提供了保持裂变产物的屏障,并具有长期的外形尺寸稳定性。研究了这些燃料元件的制造技术。为了评价燃料元件制造的可行性,与一个商业销售商联合进行了一项制造技术验证。为了验证所提议的技术,提出了可以使用现有的工艺来大批量生产球形燃料元件。在这次示范中,将ZrO2芯块作为燃料芯块的替代品。在制造过程的各个阶段,对燃料元件的特性进行了详尽的表征。金相的表征包括涂敷层微观结构的电子微观分析。为了寻找有损害的反应区、剥离性和孔隙率,对界面区给予了特别关注。尽管这个验证还不完整,但是初步的结果是有希望的,并将在本文中对其进行讨论。本文将描述球形燃料元件（SFE）,给出这种燃料元件性能计算的结果,描述已提出的制造工艺,并讨论迄今在本设计概念中已经完成的制造验证的结果。     

核管会寻求能承受恐怖袭击的核反应堆设计

【美国匹兹堡论坛评论2007年1月18日报道】美国核管会(NRC)称,在未来核电反应堆的设计中,将专门考虑用于在受到“9·11”恐怖袭击式的大型航空器撞击的情况下确保反应堆安全的措施。     

反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述

在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。