船用一体化反应堆自然循环过渡过程控制优化研究

为了研究反应堆强迫循环向自然循环转换过程中功率自动调节方案,利用建立的数学模型对某型船用一体化反应堆自然循环过渡过程进行了理论计算。结果表明:过渡过程中,由于一体化压水堆自然循环工况下反应堆进、出口温度的滞后效应明显,并且冷却剂温度在功率自动调节模型中的权重大,使得反应堆进、出口温度测量点的位置对重要参数的峰值产生较大影响,反应堆进、出口温度测量点设置越接近反应堆活性区,则过渡过程中重要参数的波动峰值越小,过渡过程需要的时间越短,控制过程更优。     

反应堆启动安全问题的近似分析

从设计反应堆控制保护系统的角度出发,讨论了用简单的解析方法求解启动过程中反应堆功率和周期变化的问题。在反应堆控制保护系统的设计中,选择初步方案时没有必要采用繁琐的严格计算方法。利用文中提供的方法能很快地给出具有一定准确度的结果。     

压水堆核电厂反应堆功率控制系统测试设计与实现

反应堆功率控制系统是核电厂DCS系统的重要组成部分,本文阐述了其基本原理,并详细介绍了在工厂测试阶段完成其功能测试的实现方案。该方案以LabVIEW为基础,并结合相应的硬件设计,实现了反应堆功率控制系统信号的采集、处理和发送,以及测试结果的存储、计算和分析。通过在阳江核电厂反应堆功率控制系统工厂测试中的应用,该方案得出的测试结果表明,各工况参数符合理论及实际运行值,满足工厂测试的全部要求,并可为仪控行业中类似的测试提供参考和借鉴。     

SPACE-R意外掉落事故的临界安全分析

当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE-R是设计目标为40kWe、10a寿命的空间核反应堆。适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算,可知两种方案均对SPACE-R在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案,能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。     

重水零功率堆超热中子通量谱的测定

在反应堆的物理理论和实验中,有关堆的能谱和能谱参数的计算及实验是十分重要的。而中能部分,上连裂变谱,下连热谱,是反应堆全谱中不可分割的一部分。本工作采用积分技术测量了堆中心有和无吸收棒两个方案的元件表面的超热谱。     

核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。     

MHWRR连续辐照生产裂变钼技术研究

为适应当前全球对放射性诊断核素99m Tc需求量不断增长的需要,阿尔及利亚比林核研究中心对多用途重水反应堆(Multi-purposes Heavy Water Research Reactor,MHWRR)实施升级改造,提出建立不停堆连续辐照生产裂变钼的能力需求。在对裂变钼靶件堆内辐照堆芯物理计算分析、热工水力计算分析、靶件出堆过程热工计算分析以及裂变99Mo产额计算等分析研究的基础上,结合反应堆设施原有限制条件,创新地提出了采用短时间临时停堆方式的技术方案,既能实现阿方产量目标,又能满足辐照安全要求。方案得到了阿方认可,工程实施后的初步调试结果表明:理论计算值与实验值符合较好,在无参考可借鉴实例的情况下,提出的辐照技术方案和工艺流程是合理可行的。     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

HWRR屏蔽层活化源项研究

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的~(60)Co和~(152)Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。     

自然循环反应堆全寿期流量分配多目标优化研究

堆芯流量分配设计是自然循环反应堆堆芯结构优化的重点内容,对提升堆芯经济性和安全性具有重要意义。基于反应堆闭式并联多通道模型构建了局部最优流量分配计算模型,并对现有的流量分配方案进行分析,针对其局限性,提出了一种基于最佳时区的多目标综合评价法,可实现反应堆全寿期多目标流量分配优化计算;根据所提出的理论,结合TOPSIS综合评价法,以自然循环下最大输出功率、反应堆寿期内出口最大温差以及最大温差随时间变化标准偏差为属性值,开展小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER-100的堆芯流量分配方案优化研究。研究结果表明,基于运行时间为3182 d功率分布所得SPALLER-100反应堆堆芯流量分配方案最佳,与基于寿期初功率分布所得流量分配方案相比,所得方案堆芯出口最大温差降低30 K,堆芯出口最大温差随时间变化的标准偏差降低41%,反应堆自然循环最大输出功率提高2.35%。      

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。     

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。     

缓发超临界过程燃料元件温度场动态分析与快速计算

针对反应堆缓发超临界过程特点,本工作建立了物理、热工及热量传递模型,采用准稳态方法对缓发超临界过程反应堆平均通道单根燃料元件温度场进行了计算分析,并与某反应堆仿真平台计算结果进行对比。分析表明,在功率变化不剧烈的反应堆动态过程,采用准稳态计算方法可以较准确地计算出燃料元件温度场随时间的变化规律。且本工作模型相对简单,计算速度快,对于反应堆动态运行研究及船用反应堆事故分析均有重要意义,对于反应堆热工设计也具有重要的参考价值。     

用于磁流体发电的超高温反应堆堆芯设计

本文对磁流体反应堆的堆芯方案进行了探索,对石墨基体燃料和金属陶瓷燃料进行了比较,选择了金属陶瓷燃料进行磁流体反应堆的设计,给出了堆芯方案及堆芯物理、热工计算结果,并对发射掉落事故进行了计算和分析。计算结果可满足设计要求。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连,为提高浮动核电厂的安全系数,需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点,分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置,对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明,优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优,且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

研究性重水反应堆上临界实验的理论计算和分析

本文叙述了与研究性重水反应堆上临界实验有关的一些理论工作:首先是实验方案提出时的考虑,其次是对这些实验进行的理论计算及其结果,最后是对一系列临界实验结果的简化分析。 理论计算的结果与实验结果的比较表明,我们所采用的物理数据和计算方法对于重水反应堆的临界大小可以给出误差不超过5％的结果。 对一系列临界实验结果的简化分析给出了决定各种装载量和水位下拉氏参数的—个简单公式。     

压水反应堆稳态热工设计程序开发

核反应堆稳态热工设计是反应堆堆芯设计的基础,是确保反应堆安全稳定运行的重要保障。为探索反应堆稳态热工设计的设计过程,验证所选取的计算模型和计算公式是否满足要求,本文在给定设计准则和已知参考堆部分参数的条件下,采取开发一个压水反应堆稳态热工设计程序的方式,计算出多种工况下堆芯的运行参数并开展分析,以进行相关验证。经过对计算结果进行分析,表明该程序所计算出的各参数基本符合实际情况,并满足热工设计准则,说明该程序的计算过程基本上是正确的,可以用来做反应堆稳态热工设计。同时,也证明了本文采用的计算模型、设计准则、计算过程公式、程序设计流程等是可行的,可为其他反应堆稳态热工设计及程序开发提供参考。     

西门子/电站联盟帮助苏联计算核电厂的地震安全性

【西德《原子经济新闻》1990年2月号报道】苏联核能核工业部已委托西门子公司发电部计算苏联正在建造中的核电厂防震安全性。苏联在设计反应堆大厅和反应堆方面的方法,将与西方核电厂必须满足的地震要求进行比较。调研对象是苏联1000 MW的     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。