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一、前言实验快堆设计必须具有非能动安全特征,这是近几年来快堆设计中一种明显的新进展。所谓非能动安全,指的是不依赖外界机械或电力而依靠自然规律和材料特性完成其功能的安全特征。非能动衰变热排出功能是十分重要的快堆安全特征之一。 相似文献
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非能动停堆装置可以大大提高钠冷快堆在无保护瞬态事故下的安全性,开展相关研究是十分必要的。采用居里点磁性合金的自动作停堆装置是目前国际上研究的主流装置之一。本文基于中国实验快堆(CEFR)的基本参数对采用居里点磁性合金的自动作停堆装置(Self-Actuated Shutdown System,简称SASS)的居里点温度预设值进行了研究。利用三维CFD程序采用大涡模拟的方法对安全棒附近的出口钠温进行计算分析,得到了温度振荡的幅度和频率,从而估算出居里点磁性材料正常工作的温度范围,确定了居里点温度预设值的下限。采用系统分析程序针对CEFR的无保护失流事故和无保护超功率事故进行分析,对居里点温度预设值的上限进行了评估,综合得出了居里点温度的预设值范围。本文通过以上工作,得出了一套居里点温度预设值的确定方法,对池式钠冷快堆的非能动停堆系统设计具有一定的指导意义。 相似文献
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实验快堆FFR燃料的衰变热计算 总被引:1,自引:1,他引:1
本文利用美国橡树岭国立实验室ORNL发展的点燃耗及放射性衰变计算程序ORIGEN2,计算了我国实验快堆FFR一盒乏燃料组件在达到50GW·d/t比燃耗卸出后的衰变热及其随时间的变化。计算结果与美国FFTF快堆的乏燃料衰变热的计算值进行了比较。 相似文献
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西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。 相似文献
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为了调研热管在模块高温堆(HTR)衰变热排出(DHR)系统中的可应用性。进行了热管DHR系统的初步研究,其结果表明热泛DHR系统是适用于模块HTR的,并且它的热排出能力是足够的,特别是,通过应用可变热导的热管,提出了正常运行期间应用具有较低热损失的完全非能动的DHR系统的可能性。 相似文献
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10 MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统设备热态试验 总被引:1,自引:0,他引:1
碳化硼吸收球停堆系统是10 MW高温气冷实验堆的第二停堆系统,其功能是,在控制棒失效时,吸收球落入反射层的吸收球孔道,以达到紧急停堆的目的.介绍了在堆外、空气介质、150 ℃工作温度条件下,对吸收球传动机构设备进行的热态考验、传动试验和落球试验.结果表明,吸收球停堆系统7套设备均达到了传动机构工作正常、落球时间在3 min之内、球位指示正确等设计要求.7套设备安装到10 MW高温气冷实验堆上之后,在堆上进行了氦气介质下的热态落球试验,其结果达到设计规范的要求. 相似文献
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中国实验快堆(CEFR)在紧急停堆工况下,会在热钠池上部空间形成热分层现象。热分层出现后,由于上腔室底部存在大量的冷钠(相对而言),这将延缓一回路自然循环的建立。同时,冷钠的存在还会降低自然循环的流量,并对事故停堆后堆芯的冷却产生不利影响。因此,热分层现象应当引起广泛注意。从设备结构的完整性分析上看,快堆热分层现象的出现对堆容器和部分堆内构件是不利的,会使这些部件在结构内部形成明显的热应力,对堆的安全运行构成隐患。本文调研了国内外在该领域的研究状况,分析国外已有的实验研究和理论计算进展,并结合快堆现有的计算分析程序,对CEFR的热分层现象进行深入和较为全面的计算分析。通过计算分析可以看到,在全厂断电工况下,在热钠池的上部会初步形成稳定的热分层,分层界面位于中间热交换器入口的下方,但是热分层现象不会对堆的自然循环构成影响。 相似文献
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本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。 相似文献