秦山核电厂反应堆控制棒价值和硼价值测量试验

本文系统地介绍了秦山核电厂反应堆控制棒组价值和硼价值在首次物理启动中的测量试验。简要介绍了测量方法、仪器装置、试验经过、实测结果和误差分析。试验结果表明:测量值与理论计算值符合得很好,达到了验收准则的要求。     

核反应堆在线反应性计的发展

讨论了该反应性计在ＰＡＲＲ－１反应堆上用于测量反应性系数、控制棒价值和放射性样品等各种反应性的结果。本报告还讨论了核探测器的正确选用和定位，以及系统标定。     

秦山核电厂综合联锁试验

本文简述了秦山核电厂反应堆、汽轮机和发电机的保护以及相互之间的联锁关系,并介绍了本综合联锁试验的条件、内容、方法和结果。试验结果表明,秦山核电厂的联锁符合设计要求。     

KY140—728反应性计

本文推导了KY140—728反应性计所使用的基本公式。在此公式的基础上确定了总体方框图。文中较详细的介绍了KY142—728六组缓发中子电路插件,导出模拟积分器参数与堆参数的联系。介绍了两个插件及整机性能在实验室测试情况。最后介绍在堆上标定及实用考验结果。     

渐进周期法测量反应性等待时间分析

反应堆功率增长达到渐进指数周期所需的等待时间是渐进周期法测量反应性的关键问题.本文从点堆动力学方程出发,求解了反应性阶跃变化后中子数增长的时间函数,分析了影响等待时间的物理因素,并为2种周期测量方法(2倍周期法和拟合e倍周期法)建立了测量周期随等待时间的误差函数.通过分析得到结论:等待时间与外源、缓发中子和初、终态反应性有关;拟合e倍周期法所需等待时间比2倍周期法短.     

秦山核电厂甩负荷试验

本文简要地叙述了秦山核电厂甩负荷试验的目的、方法和结果,同时也给出了核电厂主要参数的瞬时变化。该试验结果表明:秦山核电厂的综合联锁性能正常,试验结果与验收准则一致。     

秦山核电厂核空气净化系统试验与运行

本文介绍了秦山核电厂核空气净化系统的设置,系统功能及运行方式,净化部件的性能参数。文章着重叙述安装工作完成后所进行的现场试验的项目、目的、方法和评价标准。已完成的现场试验证实,秦山核电站核空气净化系统将是可靠高效率的,文章最后介绍了运行管理的要点,指出强化运行管理是核空气净化系统能否发挥预定功能的关键。目前,秦山核电站正向满功率进军,核空气净化系统运行正常,满足了秦山核电厂安全运行的要求。     

秦山核电厂升功率试验

本文介绍了秦山核电厂提升功率试验阶段的主要试验内容,几个瞬态试验的目的和方法,并提供了部分试验结果。     

秦山核电厂蒸汽发生器排污系统试验

本文概括介绍秦山核电厂蒸汽发生器排污系统冷、热态性能试验,描述了试验目的、试验条件、试验项目、试验方法以及试验过程中出现的问题和解决方法。提供了系统冷、热态性能试验的大量试验数据,关对试验结果进行了综合分析和评价。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

克服点堆中子动力学方程刚性的新方法—端点浮动法

点堆中子动力学方程是一个刚性微分方程,本文提出一个简洁有效地克服点堆中子动力学方程刚性的方法——端点浮动法。该方法采用端点浮动,用少量多项式来分段近似积分中的中子密度,并采用全隐离散格式,以有效地克服刚性,从而保证解的必要精度。根据几种实例的验算证明:该方法是有效可靠的,时间步长不受最大(绝对值)负时间常数的限制,而计算公式简单,便于使用。     

HTR-10燃料球和石墨球反应性当量测量实验

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）是球床型反应堆，燃料元件的装卸和循环可不停堆，为了保证其安全运行，必须准确地知道燃料元件的装卸和循环过程可能引起的反应性变化，尤其是向堆芯装料时引入的反应性变化，HTR－10首次临界后对燃料球和石墨球的反应性价值进行了测量，本文介绍了燃料球和石墨球反应性当量刻度的方法，给出了初始装载截芯和空气气氛下的燃料球和石墨球反应性当量实验测量结果。     

HTR-10控制棒和吸收球反应性当量测量实验

介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）在零功率物理试验阶段所做的控制棒反应性当时测量和吸收球反应性当量测量实验,并给出了实验结果。     

反应性模拟机在脉冲堆零功率物理实验中的应用

本文简要介绍了反应性模拟机的特点,实验目的,给出了反应性的实测数据,并与其它实验方法的测量结果进行了比较。     

高次端点浮动法—解点堆中子动力学方程

本文介绍了解点堆中子动力学方程的高次多项式近似的“端点浮动法”，该方法不但具有克服方程刚性和灵活应用的优点，而且能够推广应用于刚性不显著东消失时的大反庆性情况。由于近似多项式次数的提高、截断误差的减少、计算的精度有进一步提高。     

研究堆周期保护装置堆上考验试验

周期保护装置是研究堆必备的设备之一,属于核安全一级设备.新研制的周期保护装置在安装到反应堆之前,必须在零功率堆或其它反应堆上进行堆上考验试验,以检验其周期保护和周期测量功能及测量精度.叙述了新研制的三套周期保护装置在堆上考验的试验设施、试验堆芯、试验内容和方法以及试验结果.试验结果表明:三套周期保护装置均满足技术指标的...     

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。     

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.?     

Computer Control System for Sodium Test Loops

A digital computer system was developed for automatic operation of the Toshiba Sodium Test Loops, intended for studying the control system of liquid metal fast breeder reactors.

The test installation is controlled by a system of two TOSBAC-40C central processing units, which take care of plant monitoring, data logging, information display, sequence control and closed loop control. The operator console linked to the computers can handle more than 3,000 process input/output signals. The state of the plant and measured data are displayed on two color cathode-ray tube installed on the console. Normal operation of the four loops constituting the installation can be supervised by one single operator.

Safety in the case of power failure and other emergencies is assured by a safety protection system that functions independently of the computer system.