共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
2.
池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它们之间的关系,找到设计池式钠冷快堆时确定二回路比活度设计值的方法。研究表明,二回路工艺间中冷阱间的剂量当量率决定了二回路钠比活度值的上限;而从堆容器材料损伤和二次钠事故后果等方面限制推算出的比活度限值远高于上限值,可以据此规律来确定中国示范快堆的二回路比活度设计值,并通过堆本体的屏蔽达到此设计值。 相似文献
3.
钠冷快堆堆容器是一体化的池式结构,由众多堆内构件组成且结构复杂,堆芯到生物屏蔽外中子输运过程中各向异性明显且深穿透问题严重,大尺度范围下三维SN方法计算是制约快堆屏蔽设计的瓶颈。通过将三维SN程序与高性能计算技术相结合,采用并行计算方法可解决快堆堆本体内各向异性的三维深穿透屏蔽问题。本文以中国示范快堆(CFR600)堆本体为研究对象,采用JSNT-CFR程序详细计算了堆本体内的中子注量率、光子注量率、剂量率,并将计算结果与已有的二维程序设计结果进行比较。结果表明,将传统屏蔽计算方法与高性能计算相结合,能满足CFR600堆本体屏蔽计算精度要求,获得更为全面的三维展示效果,在计算模型复杂、粒子穿透深度等复杂问题的屏蔽计算上具有较明显的优势,为大型钠冷快堆屏蔽设计提供有力支撑。 相似文献
4.
钠冷快堆的失流事故分析王平,朱继洲(西安交通大学)关键词钠冷快堆,事故分析,失流1引言在钠冷快堆中,最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一,失流事故一旦发生,就要求事故保护停堆系统立即动作,实现事故保护停堆。但是,如果反应... 相似文献
5.
本文概述钠冷快堆的载热系统,综合快堆冷却系统的设计原则和方法,提供某些重要数据。对钠冷快堆一次钠回路系统的“池式”和“管式”布置方案作了分析比较,认为实验快堆采用“管式”双回路载热系统比较合适。 相似文献
6.
7.
8.
【英国《国际核工程》2005年3月刊报道】俄罗斯BN-800快堆项目将满足21世纪核电面临的更加紧迫的新要求,包括防扩散要求。钠冷却快中子反应堆已经被选为实施《21世纪上半叶俄罗斯核电发展战略》的堆型。专家们关注的焦点目前主要集中在如何使这种堆型具有经济竞争力,并创建闭合燃料循环工业。目前正在乌拉尔斯维尔德洛夫斯克地区别洛雅尔斯克核电厂建造的新型BN-800反应堆将在完成上述两项任务中发挥重要作用。BN-800项目是俄罗斯开发的钠冷快堆的一种后续堆型,其开发基础是前后三代钠冷快堆的设计和运行经验。BN-800主要基于在以前的BN… 相似文献
9.
为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证,并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算,由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明,通过合理设计,在发生无保护事故时,熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度,进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。 相似文献
10.
11.
钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10-11(堆•年)-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。 相似文献
12.
13.
徐 《中国原子能科学研究院年报》2006,(1):3-4
2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统(简称“第4代”)共推荐了6种堆型,即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座,从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆, 相似文献
14.
15.
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明:6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。 相似文献
16.
钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。 相似文献
17.
18.
19.
无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明:SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果;ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态,会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。 相似文献
20.
本文首先从法规层面指出实施大型钠冷快堆设备鉴定的必要性;其次,通过鉴定标准、设备特点、环境条件、鉴定技术以及试验设施等方面的对比,阐述了大型钠冷快堆与压水堆设备鉴定之间的差异性;针对两者存在的差异性,以及中国实验快堆建设过程中设备鉴定技术积累的有限性,从鉴定标准体系建立、钠环境设备失效机理研究、大型堆容器抗震试验研究、钠环境试验设施研究以及大型钠冷快堆设备鉴定数据库建构等方面进行了分析,并给出了建议。 相似文献