中国实验快堆地震监测系统设计

本文从中国实验快堆的厂址特性入手,系统地介绍了中国实验快地震监测系统所遵循的法规和标准及整个系统的功能和结构特点。     

中国实验快堆（CEFR）中国实验快堆2008年度工作进展

建安施工方面,全部建筑物子项土建工作完成,内外装修工作陆续开展并部分完成。工程全部219个系统中除反应堆气体加热系统、凝结水精处理系统等9个系统外,其余系统的安装工作完成。工程的安装阶段基本结束,开始全面转入调试阶段。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

中国实验快堆(CEFR)清洗系统的计算机监控系统

核技术应用研究所与中国实验快堆工程部合作的《中国实验快堆(CEFR)清洗系统的计算机监控系统》设计项目,现已完成控制系统的总体设计、硬件设计和软件框架设计、机械设计等,出版了《清洗系统的计算机监控系统硬件手册和配置说明书》、《控制系统设备材料清单》,并完成了与其他系统的接口设计,满足硬件采购要求。该项目的测控点达400多个信息点,包括热电偶、热电阻信号,4～20mA压力、流量信号,电动阀、调节阀的控制等。系统的工况界面、控制的实时性等设计良好。该系统的应用使我院的虚拟仪器技术在核测控领域得到很好的发展。中国实验快…     

中国实验快堆保护系统可靠性评价

核电安全性始终是世界公众关注的焦点。目前概率安全评价已成为核电厂安全评价的标准方法之一,用概率论的方法对核电厂各个系统进行可靠性评价也已成为必不可少的分析手段。中国实验快堆是我国第一座池式钠冷快中子反应堆,其概率安全评价和可靠性评价对其安全运行具有重要意义。本文建立了中国实验快堆保护系统的故障树,并进行了定性和定量分析,计算得出了系统的不可用度,并进行重要度、敏感度和不确定度分析,对典型位置的部件进行共因评价。分析结果表明:由于多个冗余通道的设计,系统最小割集的发生概率分布比较均匀,该系统的设计是平衡的,不存在明显的薄弱环节,能够满足反应堆发生异常事件时的停堆要求。     

中国实验快堆（CEFR）——中国示范快堆电站总体技术方案初步考虑

为尽快发展示范快堆电站，采取“以我为主，中外合作”的指导原则设计和建造示范快堆，开展了中国示范快堆电站（简称CDFR）前期技术准备工作。初步研究设计了中国示范快堆电站的总体技术方案。     

我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

关于先进核能系统的安全性

就先进核能系统的安全性作些讨论,并与常规临界裂变堆作了比较。     

快堆非能动安全研究发展概况

近年来,在美国快堆研究计划中,提出了一种实现快堆安全目标的新概念,就是以“纵深防御”思想为基础的“非能动安全”(Passive Safety)概念,强调应用非能动的机理保护反应堆和公众的安全,而不是依靠增加能动的专设安全设施。本文扼要介绍有关快中子反应堆“非能动安全”研究的发展概况。     

池式钠冷快堆堆芯系统动态特性和稳定性的仿真研究

参照我国实验快堆初期的概念设计，采用了模块化结构建立了一种池式快堆堆芯一次系统的数学模型，运用ＭＡＴＬＡＢ仿真语言及ＳＩＭＵＬＩＮＫ仿真工具编制堆芯一次系统的动态过程仿真程序，并着重分析了堆芯的动态特性及稳定性。     

5MW低温核供热试验堆及其安全特性

清华大学核能技术研究所开发的5MW低温核供热试验堆已建成运行。文章简要介绍了该堆的主要设计特性,包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计,世界上首次采用的控制棒水力传动系统,自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄入热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性,本文给出该堆的主要安全性能。     

低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取     

21000 μg/g浓硼水箱改造后堆芯和安全壳的安全分析

大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶),蒸发量大,补水频繁,系统杂质增多,相关设备及管道结晶堵塞,使安注系统可用性下降,Io(设备不可用率)消耗多,这给正常运行与维修带来很大的困难。根据有关国际经验,提出将浓硼水箱的硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g(常温下不结晶)以便从根本上解决这一问题。分析了浓硼水箱改造对安全分析的影响(主要是堆芯DNBR计算和安全壳内压力响应计算)以及对电厂的其它影响。所用的分析程序和方法是大亚湾核电站引进的经过NRC认可的西屋公司的程序和方法,这些程序也得到了NNSA的认可。分析结果表明,将浓硼水箱硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g,当发生主蒸汽管在安全壳内断裂时,堆芯DNBR满足安全准则,安全壳最高压力在设计压力限制值之内。浓硼水箱硼浓度降低对大亚湾最终安全分析报告其它事故分析和电厂运行没有不良影响。大亚湾核电站浓硼水箱改造的安全分析已经得到NNSA的批准并已实施。     

导热对不均匀边界放热及最大热流影响的分析和试验

文章阐述了导热和几何尺寸对平均传热系数和最大局部热流的影响,对之进行了分析并提供了研究试验的结果。计算分析和试验都是针对环形流道进行的。流道内侧为肋化管,外侧为光滑管。为进行计算分析,专门发展了二维计算程序“CONDU”。分析表明:导热和几何尺寸对平均传热系数和最大局部热流有重要影响。相似性分析表明,对于实践中有重要意义的某些场合,有必要引进一个与导热和几何尺寸有关的修正函数。此分析的主要结果已得到实验的证实。