中国先进研究堆(CARR)上的中子散射工程

中子散射技术利用中子不带电、穿透力极强、能直接鉴别核素、较之X射线对轻元素灵敏、具有磁矩和粒子、波动二重性等特点,使之成为一种独特的、从原子和分子尺度上研究各种物质结构和微观世界运动规律的高新技术。中国先进研究堆(CARR)上的中子散射工程将充分利用中国先进研究堆为中子散射工程提供的高通量、具有冷中子源、切向水平孔道等有利条件,建造三台新谱仪,更新原有的五台谱仪,瞄准世界先进水平,建立起研究手段基本配套、基本上覆盖中子散射研究的主要领域、强调应用又具备必要的基础研究能力的中子散射设备,为生命科学、材料科学、物理、化学、地矿、环境等各种学科及工程技术方面的研究,为国防工业和国民经济的应用提供先进的中子散射技术。其最终目标是建立起符合我国国情、其综合研究能力与世界先进水平接轨的中子散射国家重点实验室,使之成为我国二十一世纪中子散射研究和应用的中心及人才培养基地。     

中国先进研究堆(CARR)工程设计标准化

为了保证中国先进研究堆(CARR)的设计在安全上达到当代核安全水平,在技术上达到世界先进水平,建立了一套适用于CARR工程设计的标准体系。本文对该体系中标准的采集、编写和管理进行了介绍,并结合工程设计特点,提出了在标准的选用和实施过程中应注意的问题。     

中国先进研究堆(CARR)工程设计接口控制

中国先进研究堆(CARR)设计接口控制是工程设计质量的重要环节.总结该项工作经验,对今后类似工程建设在接口控制方面具有一定的借鉴作用.     

中国先进研究堆(CARR)工程燃料组件设计验证试验

中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃料组件的设计和加工工艺是合理的,谈组件在反应堆实际运行条件下是稳定和安全的。     

中国先进研究堆（CARR）——中国先进研究堆2007年工程进展

中国先进研究堆（CARR）工程各项工作在2007年均取得较大进展，土建施工全部完成，主要设备均已运抵现场，大部分的工艺系统均己完成安装，并开始调试，装料前文件的审评正在开展。     

中国先进研究堆（CARR） CARR工程2006年度进展

2006年CARR工程各项工作取得显著进展，土建工程总体完成，安装工作量完成大半，最终安全分析报告等重要文件编报送审，主泵、燃料元件等主要设备加工完成，调试文件正在准备。     

中国先进研究堆（CARR）：1 中国先进研究堆（CARR）工程2005年度进展

中国先进研究堆工程各项工作在2005年均取得了较大的进展，实现了主厂房封顶的目标，施工设计和设计验证试验在年中完成，调试队在年底成立，设备采购已经基本完成，各系统设备按期加工，工程在“质量、投资、进度”三大控制下顺利开展。     

中国先进研究堆堵流事故分析

堵流事故是板状燃料研究堆发生概率相对较高的一种事故。本文进行CARR堵流事故分析时,假定额定功率运行下,1盒燃料组件的入口全部堵塞。用Relap5\Scdapsim\Mod3．2程序分析堵流事故时反应性、堆功率、压力、流量和温度等的变化,并分析发生堵流的标准燃料组件对周边燃料组件的影响。结果表明,发生堵流的燃料组件将烧毁,但不向相邻的组件扩展。CARR设计采取的安全措施可以把堵流事故后果控制在可接受范围之内。     

中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例，对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1．5s掉落)进行分析计算，找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速，确定了4mm／s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明，这种设置和棒速是合理的、安全的。     

中国先进研究堆首次临界实验

首次临界对反应堆建设具有重要意义,标志着反应堆基本建成。本文介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法、步骤和结果。在无参考堆,不进行零功率物理模拟实验的情况下,实验进程完全按理论计算的预期进行,向超临界过渡1次成功。实验结果与理论计算结果符合良好。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

中国先进研究堆重水浓缩系统设计

文章涉及中国先进研究堆重水浓缩系统的功能、工艺方案和流程设计及系统设计的特点。在系统布置设计中，采用PDSOFTpiping配管软件建立了该系统的三维模型，提高了设计效率。     

中国先进研究堆自然循环两相流动不稳定性分析

应用均相流模型对中国先进研究堆自然循环两相流动不稳定性进行数值分析计算，获得了自然循环不稳定性边界，分析了流量、压降、壁温、流体温度以及沸腾边界等参数在不稳定工况下的变化。研究结果为中国先进研究堆的安全运行和事故分析提供了重要参考。     

中国先进研究堆标准燃料组件三维流场分析

采用计算流体力学软件CFX4.4和CFX5.5对中国先进研究堆标准燃料组件流场进行了数值模拟。计算得到了额定工况下标准燃料组件内各个冷却剂通道的流量分布和不等间隙通道燃料板两侧压差。根据不同流量下的压降计算结果,给出了标准燃料组件的阻力特性曲线,并与试验结果进行了比较,符合较好。     

中国先进研究堆监控系统中保护系统OPC服务器的研究与开发

以开发OPC服务器实现驱动程序功能的方式,实现了中国先进研究堆全数字化监控系统软件iFIX与保护系统之间的通信。研究了OPC服务器的内部结构和工作原理,保护系统OPC服务器的开发中针对保护系统通信协议的特殊性开发了一套行之有效的解析方法。调试和测试表明,采用该方法实现数据通信可靠、稳定,便于系统组态化,缩短了开发周期。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。