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相似文献
 共查询到20条相似文献,搜索用时 187 毫秒
1.
中国实验快堆(CEFR)缓发中子监测系统属于燃料破损探测系统的一个子系统,主要用于监测一回路钠中的缓发中子强度,以判断燃料包壳是否发生接触性破损,以便采取必要措施,防止破损的进一步发展。该系统的设计主要参考了俄罗斯的技术方案,直接将缓发中子探测站布置在中间热交换器附近,利用一回路钠的流动将可能泄漏出来的缓发中子先驱核从破损燃料处输运到中间热交换器并释放缓发中子而进行探测的。  相似文献   

2.
根据中国实验快堆缓发中子探测系统的结构特点和探测原理,构建了缓发中子探测系统的计算模型.基于该模型,开发了计算机模拟程序.针对不同工况和不同燃料元件包壳破损时刻,进行了缓发中子探测信号的模拟计算.计算结果基本反映了计算情况下缓发中子探测信号的发展趋势.同时,还对燃料温度和燃料燃耗对缓发中子探测信号的影响进行了物理分析.  相似文献   

3.
采用在线检测方法对现役核电站燃料棒的破损情况进行监测可以克服传统化学取样方法不能连续探测和不能及时报告堆内燃料破损情况的不足.本工作研制出核电站燃料棒破损在线探测系统(FDDS-1),通过检测一回路核燃料裂变产物的活度,根据燃料破损性状分析程序FUDAC-1计算出燃料棒的破损根数等参数,给出在线探测报告.  相似文献   

4.
当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。  相似文献   

5.
核电站燃料棒破损在线探测系统FDD-1由γ射线探头、γ谱仪、计算机和燃料棒破损状况分析程序组成。将探头对准化容系统管道,测量一回路内水中放射性核素γ剂量变化,监测燃料棒是否发生破损,如破损发生,分析破损性状,给出破损燃料棒的根数、破口大小和破损燃料棒的燃耗(以判断破  相似文献   

6.
国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统(FDDS)。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作用,弥补了化学取样分析方法的不足。  相似文献   

7.
国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统(FDDS)。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作用,弥补了化学取样分析方法的不足。  相似文献   

8.
中国实验快堆(CEFR)不仅能进行各种燃料、材料辐照实验,也是放射性同位素生产的优良平台。本文对CEFR的辐照性能进行了描述,并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素32P、33P、35S、89Sr、14C、60Co进行理论计算,得到了产量和比活度等参数。计算结果表明,在CEFR堆芯辐照可得到纯度极高的32P、33P、35S,利用快中子的(n,p)反应可得到无载体的89Sr,在CEFR反射层布置慢化材料可得到比活度较高的14C、60Co。以上结果表明,在CEFR上生产同位素是可行的。  相似文献   

9.
为论证新燃料组件贮存是否满足核临界安全要求,对CEFR新燃料贮存系统进行核临界安全分析计算。  相似文献   

10.
分析包壳破损情况下裂变产物从燃料芯块向冷却剂的释放机理,建立裂变产物从燃料芯块向冷却剂的释放量的计算模型;采用CPR1000机型的设计参数对燃料包壳破损率、包壳破损尺寸和燃耗开展敏感性分析,计算等效逃脱率系数并与AP1000设计控制文件中给出的逃脱率系数进行比较。结果表明,包壳破损尺寸对裂变产物释放的影响较大,燃耗和包壳破损率对裂变产物释放影响较小。在包壳破口尺寸为34μm时,采用建立的计算模型计算所得部分核素的等效逃脱率系数与AP1000设计控制文件中给出的逃脱率系数极为接近。  相似文献   

11.
利用CITATION程序对中国实验快堆(CEFR)反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4 pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。  相似文献   

12.
应用热平衡法建立了堆芯及回路间的换热模型,计算了其换热量及热损失。用等效焓降法建立了蒸汽动力转换系统的数学模型,开发了中国实验快堆(CEFR)发电能力计算分析软件,并利用40%额定功率首次并网发电的实验数据对程序进行了验证。利用开发的程序定量分析了导致实际发电能力与理论发电能力偏差的原因,并对CEFR 100%额定功率时的发电能力进行了预测。结果表明,若三回路热力系统能满足100%额定功率的运行参数,则CEFR的电功率能够达到20 MW的设计要求。  相似文献   

13.
为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。  相似文献   

14.
池式钠冷快堆系统分析程序开发   总被引:2,自引:2,他引:0  
针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序(FASYS程序)。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。  相似文献   

15.
介绍中国实验快堆通风控制系统的功能和组成结构,并本文以故障模式影响分析(FMEA)和FTA为基础进行了可靠性分析,采用故障树进行定量分析和计算,得到该故障树的失效概率和最小割集,从而为中国实验快堆通风系统风险管理提供数据支持。  相似文献   

16.
中国实验快堆(CEFR)首次100%额定功率发电运行中,实际电功率较设计值相差较多。为判断影响机组实际发电能力的主要原因,以现场采集的运行数据和汽轮机厂商提供的设计资料为基础,进行了相应的计算分析。对汽轮机内效率进行修正,绘制汽轮机近似热力过程曲线,并通过实测的各段抽汽压力,在热力过程曲线上获得抽汽焓值;利用换热器的能量守恒和流量守恒的基本方程进行除氧器和各加热器的热平衡计算,获得各段抽汽的流量;利用汽轮机的功率计算方程,得到汽轮机发电功率的计算值。通过计算值与实际值的比较分析,得出主蒸汽参数不达标是影响CEFR汽轮机发电能力的主要因素。  相似文献   

17.
应用计算软件STAR-CD对中国实验快堆(CEFR)正常运行工况中的额定工况进行了三维数值分析,使用多孔介质模型对屏蔽柱的影响进行了模拟,给出了冷热钠池的三维温度场和流场,与已有热工设计进行了比较,并着重分析了浮升力在数值模拟计算中的影响,为事故工况下的设备动态分析及相应的设备力学分析提供了数据。研究结果为CEFR的优化设计及事故分析提供了参考数据和技术支持。  相似文献   

18.
本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。  相似文献   

19.
中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发   总被引:2,自引:2,他引:0  
针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。  相似文献   

20.
为解决中国实验快堆(CEFR)核测量系统调试过程中出现的短周期误报警问题,本文结合CEFR核测量系统设计的特点,通过系统分析及理论计算,对CEFR核测量系统全量程周期保护功能进行了优化研究。同时,利用Matlab/Simulink仿真软件对系统进行仿真,仿真结果表明优化方案是准确可行的。  相似文献   

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