核供热反应堆重力注硼系统分析

重力注硼系统不仅设备简单、经济，而且具有非能动安全特性。本文采用一组双组份两流体方程式描述系统的物理过程，分析注硼过程中系统参数的变化。分析结果表明，系统工作可靠，能够确保堆芯的安全。     

重力注硼系统压力响应特性实验研究

为了研究２００ＭＷ低温核供热堆重力注硼系统在不同初始条件下的压力响应性,建造了重力注硼模拟系统。并根据实际注硼系统的热工水力特性,给出了模拟相似准则。实验中,主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力,汽液相管道阻力特性,汽液联通方式,堆芯罐与注硼罐上空腔体积比对两罐汽空间压力平衡时间和注硼响应时间的影响。     

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。     

注锌对燃料包壳表面污垢沉积及硼析出的影响研究

反应堆一回路腐蚀产物在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下沉积于包壳表面,形成燃料污垢。一回路注锌被认为是抑制燃料包壳表面污垢沉积的重要途径之一。本文通过开展国产锆合金燃料包壳在不同锌浓度下的污垢沉积试验,研究在模拟核电站高温高压水环境中注锌对污垢沉积行为的影响,得到污垢沉积的锌浓度敏感性结果。冷却剂中的锌浓度越高,燃料包壳表面的烟囱状结构越不明显,污垢表面越平整,污垢沉积厚度越小,污垢内部镍铁比降低,硼析出量越少。当锌浓度增加至100μg·L^-1,污垢内部有少量含锌物相析出。结果表明：当锌浓度在0～100μg·L^-1范围内时,一回路注锌能够显著抑制燃料包壳表面的污垢沉积。     

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。     

带非能动安全系统的一体化船用反应堆研究

一体化船用反应堆可用于极地破冰船和特殊材料运输船、水下海洋观测艇、海水淡化及陆上供热等用途．其主要设计特点是：一体化反应堆。内置型控制棒驱动机构和非能动安全系统．一体化堆型结构紧凑。安全性好，并且减轻了全船的耐压要求．对一体化船用反应堆的研究。主要集中在：①一体化反应堆的研究发展和堆型的选择；②一体化船用反应堆的设计原理和安全要求；③一体化船用堆MRX的堆芯物理和热工设计；④MRX的主回路系统和设备；⑤：MRX的内置型控制棒驱动机构；⑥MRX的非能动应急余热排出系统和充水式安全壳。⑦MRX的安全分析；⑧反应堆和全船的工程模拟系统，研究中特别关注适合高温、高压、高湿度的材料研制以及海洋条件对反应堆安全性能的影响。     

水力控制棒驱动系统失压工况的实验研究

利用200MW低温核供热堆水力控制棒驱动系统的1：1实验台架模拟系统失压况，进行控制棒步升，步降，开阀落棒及关泵开阀落棒实验，并与正常工况下的提棒，落棒的实验结果进行比较，实验结果表明：在系统失压工况下，控制棒能正常提棒，落棒系统失压工况下的弹棒，系统压力与压力壳压力具有瞬时跟随特性，未出现控制棒弹棒事故，对实验的失压速率和事故分析得到的失压速率进行了比较，验证了系统具有良好的安全性和可靠性。     

5MW THR硼注入质量传递可视实验研究

选用硼溶液注入停堆系统作为5MW THR 的紧急备用液体停堆系统,硼溶液在紧急情况下注入反应堆堆芯后的混合特性是反应堆热工、物理和安全设计不可缺少的。本文叙述了硼注入质量传递的可视实验研究,以及硼模拟介质注入下联箱后与冷却剂水在不同的(ρ_(?)ω_(?))/(ρ_D/ω_D)时的混合现像。     

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。     

1000MW级核电站设备硼注射器的制造

本文介绍１０００ＭＷ级核电站核岛设备硼注射器的主要制造工艺。在引进消化国外同类设备制造技术的基础上,依靠自己的解决了硼注射器制造中的技术难点。并对采取的对策作了阐述,给出了主要的检测结果。     

Research and Development Program on Accelerator Driven Subcritical System in JAEA

For a dedicated transmutation system, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been proceeding with the research and development on an accelerator-driven subcritical system (ADS). The ADS proposed by JAEA is a lead-bismuth eutectic (LBE) cooled fast subcritical core with 800 MWth. JAEA has started a comprehensive research and development (R&D) program since the fiscal year of 2002 to acquire knowledge and elemental technology that are necessary for the validation of engineering feasibility of the ADS. In this paper, the outline and the results in the first three-year stage of the program are reported. Items of R&D were concentrated on three technical areas peculiar to the ADS: (1) a superconducting linear accelerator (SC-LINAC), (2) the LBE as spallation target and core coolant, and (3) a subcritical core design and reactor physics of the ADS. For R&D on the accelerator, a prototype cryomodule was built and its good performance in electric field was examined. For R&D on the LBE, various technical data for material corrosion, thermal-hydraulics and radioactive impurity were obtained by loop tests and reactor irradiation. For R&D on the subcritical core, engineering feasibility for the LBE cooled tank-type ADS was discussed using thermal-hydraulic and structural analysis not only in normal operation but also in transient situations. Reactor physics experiments for subcritical monitoring and physics parameters of the ADS were also performed at critical assemblies.     

加速器驱动次临界堆的安全和控制特性初步研究

加速器驱动次临界反应堆的结构特点使其安全和控制特性有别于临界反应堆。本工作使用数值计算和仿真运行方法,驱动堆的安全和控制特性进行了初步研究。结果表明：驱动堆不易发生瞬发临界,其安全特性优于临界堆,次临界度越深,安全性越好;驱动堆控制回路具有小的时间常数和超调量,调整时间短,控制特性亦优于临界堆。     

摇摆对非能动余热排出系统自然循环能力影响的试验研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统的自然循环能力及其相关特性进行了试验研究。分析了附加压降和重位压降对流动特性的影响,以及摇摆条件下的重位压降和流动阻力对流速的影响。结果表明:摇摆条件下,非能动余热排出系统自然循环能力下降。摇摆振幅越大,平均凝水流量越小,波动幅度越大;凝水流量最小值随摇摆振幅的增大而下降很多,但凝水流量最大值变化较小。系统参数变化与摇摆周期关系不大。附加压降不会对平均流速产生影响,重位压降对平均流速的影响与周期无关。重位压降对流速的影响比流动阻力的影响小得多。随着摇摆振幅的增加,流动阻力对平均流速的影响略有降低。     

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。     

加速器驱动的次临界系统初步概念设计

基于初始Pu装载对加速器驱动的次临界系统(ADS)嬗变次锕系核素（MA）的影响,提出了6种采用(TRU-10Zr)-Zr*弥散体燃料的ADS概念设计方案。运用MCNP与ORIGEN2程序对ADS嬗变MA堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析MA的嬗变效果、有效增殖因数k_eff、质子束流流强I_p与初始Pu含量的关系。计算结果表明：随着初始Pu含量的增加,MA的嬗变率减小,初始I_p增大;初始Pu含量小于33%,k_eff随时间的变化是先增大后减小,大于33%后一直减小,且随着初始Pu含量的增加,k_eff减小得更加明显。故初始钚含量为33%的方案为最佳,其k_eff的相对变化不超过1%,I_p小于20 mA,MA嬗变率高达28.06%,嬗变支持比为29.23,满足初步设计要求。     

加速器驱动的次临界系统散裂靶热工水力研究

散裂靶位于加速器驱动的次临界系统（ADS）的中心,为核嬗变提供所需的中子源。通过分析散裂靶的热工要求,选取铅铋合金（LBE）作为ADS的靶材料和冷却剂。使用MCNP程序计算质子束轰击靶区产生的能量沉积,并使用CFD程序FLUENT计算靶区热工特性。分析了不同设计参数及不同靶窗形状对ADS靶区温度分布和速度分布的影响,得到满足热工要求的可选方案。     

ADS次临界实验装置设计方案验证

根据设计要求．使用MCNP／4C程序计算了多种次临界反应堆均匀化堆芯布置方案的临界问题。确保keff在0．92～1．00之间。为加速器驱动的洁净核能系统(ADS：Accelerator Driven system)的次临界实验装置设计提供了初步数据。