反应堆瞬时短周期与反应性引入速率约束问题研究

核反应堆在反应性引入过程中会出现瞬时短周期现象,可能触发周期保护系统,从而出现非必要停堆问题。瞬时短周期受反应性引入速率影响较大,但同时与当前缓发中子先驱核浓度相关,一般难以量化。本文从点堆方程出发,基于两次保守假设,剥离出缓发中子先驱核浓度因素,推导出了简洁的瞬时短周期与反应性引入速率约束公式;并验证在该反应性速率约束下,瞬时短周期永远大于目标周期值,可以避免意外触发周期保护问题,为反应堆运行中的控制棒提升速率约束提供了理论依据。     

反应堆启动反应性添加程序优化研究

根据实际启动经验,运用RETRAN-02系统瞬态分析程序,就反应堆在启动过程中的反应性添加程序进行了分析、计算,提出通过合理的反应性添加程序可适当缩短等待时间,加大每次反应性的添加量,减少提棒次数。这样既可保证大盲区启动过程的安全,又有很高的效率,减轻了操作人员的工作强度,缩短了启动时间。对今后制定反应堆启动的反应性添加程序、安全实施启动有一定的参考作用。     

安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析

基于18个月换料的堆芯设计，利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故（MSLB）下的质能释放（MEB）量。以此为边界条件，利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为，在假想的MSLB事故下，安全壳的完整性有保障。     

碘坑内启堆氙毒反应性研究

本文研究反应堆碘坑内的启动问题,导出了热堆在碘坑内启动时氙毒反应性、碘和氙浓度随时间变化的解析表达式.通过对所得解析解的计算分析,对碘坑内启动问题有了更全面、本质了解.反应堆停堆前的运行功率、碘坑内启动功率及启动时所处的碘坑内的位置等均将影响到启堆后氙毒反应性的变化规律,所处条件的不同可能导致完全不同的变化规律.另外,碘坑内启堆的时间对反应堆启堆时的安全也是1个重要的影响因素.本文所得结论对提高核动力船只的机动性和安全运行有一定的理论意义和参考价值.     

核电厂负反应性校刻方法研究

在压水堆核电厂物理试验中,反应性仪每次使用前均需用周期法进行校刻。然而由于周期法未考虑瞬态项的影响,在实施较大负反应性的校刻试验时,试验结果偏差较大。采用数值计算方法对点堆中子动力学方程进行了精确求解,对得到的中子密度与周期法结果进行了对比和分析,从而设计了修正系数K方法。该方法考虑并可简化处理瞬态项的影响,使得周期法对负反应性校刻同样适用。     

中国先进研究堆功率反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)功率反应性系数测量试验的目的是获得CARR堆芯满装载时功率反应性系数,为CARR安全运行提供数据参考。试验采用控制棒棒栅效率刻度法。3次试验的测量结果均为负值且与温度反应性系数不矛盾,满足验收准则的要求。文中对引起偏差的原因进行了深入分析,考虑到CARR日后运行的实际情况,选用第3次试验的测量结果为CARR堆芯满装载时的功率反应性系数。     

大反应性测量技术研究

我国第1座超热中子反应堆，其控制和燃料元件效率都很大。如采用常规的添加燃料元件的方法刻度控制元件效率，不仅会干扰堆芯状态，还将超出该反应堆的运行限值和条件的规定，因此，给该堆的安全特性测量带来了困难。介于此，本工作采用了自主研发的数字逆动态反应性计测量技术，其数据处理采用了自动调整步长等先进的数值计算方法，实现了反应性的实时监督，     

秦山第二核电厂功率变化前后硼浓度突降现象的原因分析

硼浓度对反应堆机组的安全稳定运行起着至关重要的作用。从反应性平衡的角度对硼浓度突降现象进行了分析和解释。结果表明,毒物的动态变化是影响硼浓度运行偏离理论计算的主要因素。此分析结果对在役核电厂反应堆运行期间的硼浓度运行有很好的借鉴和指导作用。     

ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂（MSLB）事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比（DNBR）低于限制值,分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度,评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案,并提出增设“蒸汽管线压力低-3”信号停运故障环路主泵的设计优化建议。      

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究

文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。     

超功率ΔT保护整定值验证方法研究

超功率ΔT保护堆芯以防止超线功率密度引起的燃料元件损坏.以M310型核电厂为例,选取满功率下蒸汽系统管道破裂事故,研究初始工况、破口尺寸、反应性反馈系数、控制棒的调节等因素对核电厂超功率ΔT保护整定值有效性的影响,形成超功率ΔT保护整定值有效性的验证方法.     

HTR-10核动力系统反应性扰动下动态特性的仿真研究

为了进一步深入掌握10MW高温气冷堆核动力系统的动态特性，以满足控制系统分析设计的需要，在其核岛系统动态模型的基础上补充了透平－发电系统模型，形成了HTR－10核动力系统的动态模型，利用比模型重点研究了当控制棒引入阶跃反应性扰动时系统主要参量的影响过程，对产生的震荡过程进行了深入的分析。结果表明，燃料温度变化相对于功率的变化缓慢且滞后，燃料温度反应负反馈不能及时抑制功率的变化是形成系统参量产生衰减振荡的主要原因。     

反应性线性变化中子动力学方程的解析解

使用去耦合法，求得了外加中子源可以忽略，反应性线性变化时，中子动力学方程的解析解。该解析解可使反应堆动态计算和安全分析得到简化。     

RETRAN-02程序的应用研究和实例

文章介绍了RETRAN-02程序的自洽稳态初始化评价、调整原则和特殊模型的选用,并以秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故为例进行了分析讨论。     

红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析

本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂（MSLB）事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。     

300MW压水堆核电厂堆芯反应性控制组件的设计和研究

总结了我国３００ＭＷ压水堆核电厂堆芯反应性控制组件设计的基本经验。针对控制棒的主要失效模式，讨论了关键的技术问题，对于首次使用的的硼硅酸盐玻璃可燃毒物，着重研究了抗强辐照性能，以于次级和初级中子源棒，分别阐述了重要的内压问题和有关的安全性能要求.?