中国实验快堆三废控制系统

介绍了中国实验快堆及三废系统的组成和必要性,国内商用核电站三废系统运行情况。介绍国家标准、法规对核电站三废系统设计的要求,对三废系统贮存、排放废气、废液的要求。利用图形方式介绍中国实验快堆的三废控制系统功能和结构特点。     

燃料破损在线系统计算机监控系统硬件的安装和调试

中国实验快堆燃料破损在线系统的计算机监控系统是快堆控制系统的组成部分，系统通过监测反应堆气腔内裂变产物比活度的变化，判断在反应堆活性区是否存在燃料棒包壳破损，并按给定的报警阈值在控制室发出声光报警信号。     

三种堆型核电厂经济性评价

本文分析了核电投资的特点、建立了考虑价格浮动和通货膨胀等因素影响的核电厂建成价和核燃料成本的计算模型。对压水堆、高温气冷堆和快堆三种堆型的经济性进行了研究。结果表明，当高温气冷堆和快堆两种先进堆型实现商用概念设计后，其商业竞争能力可与现有的压水堆相媲美。     

5MW核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统

介绍了５ＭＷ核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统的功能与特点，以及提高系统可用性和安全性的技术措施。本系统与控制棒水力传动机械相匹配，构成完整的控制系统，用来完成堆的反应性控制。其性能稳定可靠、抗干扰能力强。成功地用于５ＭＷ供热堆，并满足其运行的要求。     

快堆PLC软件可靠性评估方法初步研究

中国实验快堆的仪控系统是由可编程控制器构成的控制系统，由硬件系统和软件系统两部分组成，其控制能力的强弱，控制效果的好坏是由软、硬系统两方面共同决定的。因此，在良好的硬件特性的基础上，保证PLC软件部分设计的可靠性是快堆仪控系统设计的关键。     

国外混合燃料快堆放射性废物管理概况

本文介绍了国外混合燃料快堆系统的燃料元件生产厂、快堆和乏燃料后处理厂产生的放射性废物的来源、组成、特点及其处理、贮存和处置，并介绍了快堆放射性废物管理发展趋势。     

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。     

快堆核岛厂房结构设计总结

核岛厂房是中国实验快堆工程的核心，因而其设计是快堆工程整个设计工作的重心。总结中国实验快堆工程核岛厂房的土建结构设计历程和设计中的成功经验，并查找工作中存在的缺点和不足，将会为我们做好其它核电工程的设计工作提供有益参考。     

中国实验快堆通风控制系统的可靠性分析

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。     

池式快堆系统瞬态分析软件开发

为实现快堆系统分析软件国产化,在已开发的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR的基础上,进一步开发了系统各部件的瞬态模型、控制系统和保护系统模型、瞬态工况热工水力学的求解逻辑,完成瞬态计算功能的开发。通过对日本文殊快堆45%功率汽机跳闸工况进行建模分析,验证了SAC-CFR用于系统瞬态分析的有效性,为进一步开发非能动余热排出系统分析模型打下了基础。     

某快堆工程反应堆保护系统多样性改造分析

核安全法规HAF102要求,反应堆停堆手段必须由至少两个多样化且独立的系统组成。由于钠冷快堆的特殊性,在反应性控制方面只有控制棒控制这一种手段。针对此要求并综合考虑经济性、工程可行性等方面因素,某快堆工程反应堆保护系统设置了2套停堆保护系统以及1套非能动棒停堆装置。本文针对该保护系统的架构特点,考虑传感器多样性、停堆保护控制系统多样性、停堆断路器多样性三个方面,从必要性和可行性及经济性的角度分析,提出反应堆保护系统的多样性改造方向。     

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆.以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况.结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反...     

快中子反应堆的技术特点和发展问题

本文讨论了快堆的物理、热工、燃料和材料、机械结构、回路设备、钠化学等各个方面的技术特点,快堆发展的长周期性。指出必须重视开展快堆的基础研究和工程研究工作。     

中国实验快堆控制棒驱动线抗震试验研究

本工作依据相关规范,参考当前核电厂控制棒驱动线抗震试验的先进技术,结合中国实验快堆控制棒驱动线的结构特点,对中国实验快堆安全棒驱动线进行了抗震鉴定试验研究.研究结果为其安全评审提供了重要数据.     

中国实验快堆（CEFR）——中国示范快堆电站总体技术方案初步考虑

为尽快发展示范快堆电站，采取“以我为主，中外合作”的指导原则设计和建造示范快堆，开展了中国示范快堆电站（简称CDFR）前期技术准备工作。初步研究设计了中国示范快堆电站的总体技术方案。     

BN800:定位于闭式燃料循环的先进钠冷快堆核电站

作为实际上快堆技术最先进的国家之一,俄罗斯始终站在快堆技术发展的前沿。在成功运行了电功率为600 MW的BN600快堆核电站近30年,以及在其基础上改进并完成数次设计优化数十年后,终于决定建设别洛雅尔斯基核电站4号机组(BN800快堆电站)。BN800快堆核电站被认为是世界上正在付诸工程的最为先进的快堆核电机组。我国的快堆技术发展已有数十年,随着中国实验快堆即将投运,中国示范快堆电站已经提上议事日程。同时,以快堆为关键环节的闭式燃料循环发展战略已经引起了我国相关领域专家和决策层的关注。本文作者在其多年从事中俄快堆技术合作积累的经验基础上,参考俄罗斯发表的最新并且权威的关于BN800快堆核电站的文献,编译成综合性介绍文章,供我国从事核燃料循环战略研究、快堆技术发展研究等相关领域的领导和专家参考。     

China Experimental Fast Reactor （CEFR） Chinese Fast Reactor and GⅣ Advanced Nuclear System

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，     

中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

为评估快堆结构材料的辐照损伤，本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案，分析探测片特性和反应道截面，选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱，并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位（dpa）计算，同时与SPECTER计算值进行对比。结果表明，本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内，符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系，对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。     

世界快堆法规标准概述

由于目前快堆的发展还不成熟,因此其法规标准体系也不成熟,很多还是在借鉴水冷堆.在快堆发展重新受到重视的今天,法规标准体系的发展对快堆能否持续良好发展起着决定性作用.通过概述快堆发展历史,以及目前世界上较具快堆发展经验的几个国家的快堆法规管理体系和设计建造标准规范体系,可以为将来我国的快堆法规标准工作提参考.     

中国实验快堆MOX燃料研究进展

介绍了国外MOX燃料的最新研究成果,讨论了MOX燃料研究对于推动我国快堆发展的作用,介绍了快堆MOX燃料的制造技术特点和难点、中国实验快堆MOX燃料研究进展以及下一步研究目标。虽然我国MOX燃料研究在过去20年中取得了较好的阶段成果,但与国际发达水平和我国快堆发展对MOX燃料的需求之间还存在明显差距。目前是开展中国实验快堆MOX燃料研究的良好机遇。