实验快堆自然循环和衰变热排出系统计算程序DHRSC

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。     

中国实验快堆事故停堆后余热排放过程的数值模拟

分析了中国实验快堆事故停堆后余热的排放过程。对热钠池中的流动与传热采用多孔介质模型的全三维数值模拟,对堆芯支路、事故热交换冷却回路和空冷塔冷却支路采用一维系统分析程序进行数值模拟。通过三维部分和一维部分相互耦合,模拟了余热排放的瞬态过程,得到了堆芯出口温度、燃料元件包壳的最高温度、余热热交换器的余热排放功率等许多重要参数随时间的变化曲线,对中国实验快堆的安全设计有重要的参考价值     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

日本文殊快堆紧急停堆后堆芯出口腔室瞬态工况模拟研究

基于日本文殊快堆停堆实验数据,完成了文殊快堆上升桶通流孔结构分别为直角、圆角下堆芯出口腔室内较完整的热分层进程模拟,并从热分层的形成、界面上升速度、温度梯度及通流孔钠流量比率等方面对热分层特点进行深入分析。结果表明,数值模拟结果与实验结果符合较好,在一定条件下,数值模拟可很好地预测钠冷快堆内整体热工水力行为。本文结果为建立一套用于预测钠堆内复杂瞬态工况的数值模拟方法积累了经验。     

基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究

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。     

实验快堆FFR燃料的衰变热计算

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。     

AP1000机组停堆运行

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。     

模块高温堆非能动衰变热排出系统中热管应用的初步研究

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。     

HTR-10第二停堆系统的试验与调试

吸收球停堆装置是10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统，控制棒失效时，碳化中子吸收球落入堆芯反层的吸收球孔道内，实现紧急停堆；反应堆再次临界前，利用气体输送装置将吸收球送回位于堆顶的贮球罐内，在实验室和高 温堆上先后进行了7套吸收球装置的热态试验和输送功能试验，试验数据表明，吸收球系统7套装置的落球和回球动作正常，所用的时间在要求的范围内；球位状态指示正常；气体回路流动正常，风机的流量，压升正常，12个阀门的开，闭功能正常。     

10 MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统设备热态试验

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.     

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障.分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响.分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小.     

快堆裂变产物的一些特性

本文讨论了快堆裂变产物的一些特性,指出了存在于快堆中的一些比较重要的裂变产物,得到的结果有助于快堆特性分析.     

中国实验快堆热钠池热分层现象研究

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。     

池式研究堆衰变热计算与实验研究

采用量热法测量反应堆额定功率运行75.0 h停堆后45 h内的衰变热功率,拟合出归一化衰变热功率的经验关系式.与反应堆衰变热几种半经验公式和标准对比结果表明,实验结果在经验公式计算值范围内,并与EJ/T 745标准预测值符合较好.     

中国实验快堆核发热开始点试验研究

本文介绍了中国实验快堆（CEFR）核发热开始点测量试验的测量方法、试验过程及试验结果,给出了主泵转速为150 r/min的核发热开始点数据,为后续低功率试验提供参考。     

压水堆核电厂长循环停堆日期预测方法研究

长循环压水堆堆芯引入可燃毒物钆,以控制寿期堆芯初临界硼浓度并确保功率峰因子满足限值要求,钆的燃耗将释放正反应性,引起堆芯硼浓度的非线性下降,给长循环停堆日期预测造成干扰。为准确预测长循环的停堆日期,通过对实测硼降外推预测法、理论循环长度预测法、启动物理试验修正预测法和综合预测法的探讨和研究,结合核电厂实际运行数据验证表明,采用综合预测法具有更高的精度,更适用于长循环燃料管理策略下的停堆日期预测。     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

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。     

CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套¹⁰B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350 s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为：坪区时3.5 MW,主安全块下降5 mm时209 kW,各部件外下限时4.8 kW,30 s时约60 W。