低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。     

泳池式低温供热堆选址假想事故及其源项研究

<正>泳池式低温供热堆(简称供热堆)是针对北方城市供暖需求开发的一种安全经济、绿色环保的新型供热系统。现在计划建造供热堆示范工程,需确定选址假想事故及其源项。供热堆堆芯位于水池底部,始终处于淹没状态;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆;停堆后不采取任何余热冷却手段,堆水池内的水可确保堆芯长时间不裸露。针对供热堆的设计特点,从超设计基准事故分析和概率     

专利简讯

硼或浓缩硼-10在UO2中的用途【公开日】2006·04·19【分类号】G21C3/32【公开号】CN1760991【申请号】CN200510-109634·1【申请日】2005·09·14【申请人】西屋电气有限责任公司【文摘】本发明提供一种核燃料组件,其中含硼化合物用作可燃毒物且分布在该组件的大多数棒内。该组件包括多个燃料棒,每一燃料棒含有多个核燃料芯块,其中在燃料组件内大于50%的燃料棒中至少一个燃料芯块包括金属氧化物、金属碳化物或金属氮化物和含硼化合物的烧结混合物。摘自中国原子能科学研究院《核科技信息》氢捕集化合物及其制备方法和用途【公开日】200…     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

低温堆上空腔失水事故模拟实验研究

叙述了位于低温堆上空腔位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故研究。在核供热堆热工水力学实验系统ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的上空腔小破口失水事故进行了模拟实验，分析了小破口失水事故发生后，系统运行重要参数的变化，给出了上空腔小破口失水事故对低温安全性的影响。     

ATHLET 程序及其在低温供热堆中的应用

ATHLET 程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序.它可分析除堆芯熔化事故之外的其他设计基准事故,可应用于美欧传统和先进的压水堆和沸水堆,原苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK),以及加拿大的CANDU堆等反应堆系统的热工分析.介绍了微机版ATHLET程序,并用它对5 MW低温供热堆自然循环稳态运行工况进行了计算,结果和试验数据符合很好.     

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

福岛退役与污水管理现状

正【本刊2016年3月综合报道】日本福岛第一核电厂在2011年3月11日因地震叠加海啸影响发生超设计基准严重事故。当时处于运行状态的1、2和3号机组均发生堆芯熔化。1、3和4号机组发生氢气爆炸。4号机组虽然在事故发生时处于停堆状态,堆芯没有装载燃料,但因源自3号机组的氢气发生爆炸而严重受损。此次事故导     

VVER—1000型核电站仪器仪表的现代化

【《欧洲核综览》1995年5—6月号第40页报道】 关于东欧特别是拥有VVER—1000型反应堆的那些国家的核电站,历史记录表明,半数以上的事故保护停堆是由仪表和控制(I＆C)系统部件故障或缺陷造成的,这种事故保护停堆频度比西方国家的高得多。 这种反应堆保护系统的事故保护停堆功能是与西方国家核电站的功能一致的。 尽管在核电站设计中国际标准规定了诸如冗余度、管道分离、可靠性及测试等要求,     

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。     

低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。     

美国一核电站发生事故

【欧洲核学会《核新闻网》1991年11月25日和《瑞士原子能协会通报》1992年1月第15页报道】美国南卡罗来纳州的奥康尼核电站3号机组,11月23日2:14发生反应堆冷却水向安全壳内泄漏事故。估计泄漏率为274-340升/分。直到当天17:20反应堆达到停堆状态,警报解除。事故发生时,反应堆正处于满功率运行。这一事故共造成190m~3冷却水泄入安全壳。停堆后,泄漏的水将被泵入一邻近厂     

最新的OECD NEA事故停堆统计

【英国《国际核工程》1988年6月号第57页报道】核能机构(NEA)正在致力于收集经济合作和发展组织(OECD)成员国反应堆事故停堆数据。1984—1986年,事故停堆平均约为每堆年3次。OECD NEA 降低反应堆事故停堆频度讨论会于1986年4月14—18日在东京召开,     

钠冷快堆的失流事故分析

钠冷快堆的失流事故分析王平，朱继洲（西安交通大学）关键词钠冷快堆，事故分析，失流１引言在钠冷快堆中，最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一，失流事故一旦发生，就要求事故保护停堆系统立即动作，实现事故保护停堆。但是，如果反应...     

苏联首次报道其核电厂1989年12月份的故障概况

【奥地利《维也纳日报》1990年1月13日报道】苏联首次发表其全部46座核电厂一个月内发生的事件的概况。依据这份报告,去年12月有3起功率降低事件和7次反应堆停堆。报告说,没有一起事故超越安全运行的     

美开始利用商业机组测试耐事故燃料

正【世界核新闻网站2018年3月7日报道】美国南方核公司(Southern Nuclear)哈奇1号机组2018年3月4日在装入耐事故核燃料先导组件之后重启运行,成为全球首台装入耐事故燃料的商业核电机组。这台876 MWe沸水堆机组2月4日停堆。在停堆期间,除了开展换料和常规维护工作,工作人员升级了相关系统和设备,并向堆芯装填了由全球核燃料公司(GNF)研发的耐事故燃     

多堆联合核燃料循环利用方法

【公开日】2008.06.25【分类号】G21C19/00【公开号】CN101206930【申请日】2006.12.22【申请号】200610157905.5【申请人】深圳中广核工程设计有限公司【文摘】本发明涉及核电技术,特别涉及应用在核电站首炉堆芯燃料管理设计中的一种多堆联合核燃料循环利用方法,对可互换燃料元件的多个反应堆联合进行核燃料循环利用,部分燃料元件依次     

中国试验快堆（CEFR）典型事故工况下的瞬态分析

本文采用计算机仿真的方法，对我国首座试验快堆ＣＥＦＲ在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。计算结果表明，当保护停堆系统正常工作时，ＣＥＦＲ在所分析的事故下具有良好安全性。