5MW THR硼注入质量传递可视实验研究

选用硼溶液注入停堆系统作为5MW THR 的紧急备用液体停堆系统,硼溶液在紧急情况下注入反应堆堆芯后的混合特性是反应堆热工、物理和安全设计不可缺少的。本文叙述了硼注入质量传递的可视实验研究,以及硼模拟介质注入下联箱后与冷却剂水在不同的(ρ_(?)ω_(?))/(ρ_D/ω_D)时的混合现像。     

小型堆硼化过程化学停堆能力分析

本文分析了小型堆在卡棒事故下通过化学停堆手段使反应堆安全停堆的条件,通过对不同工况下硼化过程需要的硼酸注入量和硼酸充注时间进行理论计算,对比分析了卡棒数量、硼酸注入浓度和充注流量等不同因素对硼酸注入量和充注时间的影响,所得结果表明化学停堆能力满足相关要求,为系统优化设计提出建议并为安全分析提供参考。     

秦山二期REA系统自动补给跳闸问题原因分析与解决

秦山二期1号机组自2018年9月以来,反应堆硼和水补给系统(REA)存在自动补给因硼酸流量不一致延时30s跳闸的故障.自动补给故障不能运行将导致容积控制箱液位低时无法得到自动补给进而影响反应堆一回路水装量.文章通过故障树分析法结合REA系统设备运行控制原理及电磁流量计的原理,通过现场一系列数据分析、试验,最终确定导致R...     

压水堆硼稀释事故的计算

一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算,并要求在这些     

REA硼酸箱容积问题探讨

介绍了压水堆核电站反应堆硼和除盐水补给系统(REA)硼酸箱容积的设计准则,以及技术规范对REA硼酸箱容积的限制要求.在比较分析大亚湾核电站18个月换料改造和岭澳一期核电站1/4换料堆芯改造对REA硼酸箱容积论证的基础上,预评估将来提高18个月换料燃料富集度到4.95%时,现有REA硼酸箱容积和硼酸浓度的缺额.为满足设计准则对REA硼酸箱容积的技术要求,建议在新电站设计中适当提高REA硼酸箱容积或者提高硼酸浓度.     

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。     

中国实验快堆2018年度运行年报

正中国实验快堆(CEFR)热功率为65 MW,试验发电功率为20 MW,首炉燃料使用UO2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统,并首次设立独立的非能动事故余热排出系统。2018年反应堆处于冷停堆运行状态,继续进行大修遗留工作及大修调试工作,完成系统恢复与功能鉴定,完成3次开堆前检查和常规岛热态运行,对开堆强相关项进行处理和验证,实现冷停堆运行工况下的全厂安全稳定运行。     

超临界轻水堆安全系统设计

本文描述了高温超临界压力轻水堆（Super LWR）的安全系统设计概念,该堆具有向下流动的水棒。因为该Super LWR是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统,所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量,而轻水堆（LWR）的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说,“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒系统加强了这种效应,因为顶部水室和水棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水供给堆芯。Super LWR的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到其自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注人系统来保持,“冷却剂排出”则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。Super LWR配备有两套独立的停堆系统：紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。     

福清核电厂48V直流电源LCA/LCB失电故障分析

全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄、低压下泄不可用;触发停堆断路器断开P4信号;可能因反应堆冷却剂过分冷却或压力过低,从而导致反应堆停堆或者安注。LCB失电时硼化不受影响,稳压器的下泄可以通过现场手动操作重新投入,也可能会因反应堆冷却剂过冷或压力过低导致反应堆停堆或者安注。     

沸水堆硼注入初始温度曲线研究

在未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）过程中,硼注入初始温度（BIIT）是利用硼注入系统使反应堆安全停堆的重要信息。本文的目的是对沸水堆BIIT曲线进行研究,指出了BIIT不合理和不准确的部分,并根据建议进行了修改。为满足实际应用,提高了BIIT反应堆的初始功率。在ATWS工况下,为稳妥起见,对BIIT弛压水池温度的最低限值进行了修正。对弛压水池最高温度范围的影响和备用液体控制槽中硼浓度的分析表明,要降低BIIT可采用更保守的弛压水池最高温度范围。因此,早期的硼注入是可预期的。对于自动硼注入系统而言,BIIT不是必须的。     

俄将在马雅克建设乏燃料管理设施

正【英国《国际核工程》网站2021年1月18日报道】俄罗斯马雅克生产联合体(MPA)近日与矿业与化学联合体(MCC)签署合同,后者将帮助前者建设一座乏燃料管理设施,以管理别洛雅尔斯克核电厂两座AMB型水冷石墨堆产生的乏燃料。别洛雅尔斯克1号机组是一座102 MWe的AMB-100反应堆,1964至1983年运行;2号机组是一座146 MWe的AMB-200反应堆,1969至1990年运行。两台机组关停后,部分乏燃料被运至马雅克的贮存水池中,     

俄罗斯新一代VPBER—600非能动安全一体化反应堆

ＶＰＢＥＲ－６００非能动安全一体化反应堆，为新一代压水动力堆。该堆采用一系列的一体化反应堆自保护措施和高可靠性的非能动安全系统，利用负反应性系数实施功率的自限制和反应堆的自停堆，并可保证在各种事故工况下对余热的导出，确保了反应堆的安全性，适合在人口稠密地区的热电联供。     

CARR导流箱设计

CARR导流箱（见图1）是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器，既是反应堆系统压力边界的一部分，又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件；并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。     

典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点.本文结合压力容器式超临界水堆 CSR1000 的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000 反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统.将这套非能...     

中国大亚湾核电站2号机组重新开机发电

中国大亚湾核电站2号机组在结束其首次换料停堆后,已于5月20日重新开机向广东省和香港供电。 在彻底检查期间,在原有53个控制棒组件的基础上,又增加了8个控制棒组件。这些控制棒组件可以调节反应堆功率水平。法国反应堆供应商法马通公司总裁DominiqueDegot先生说,这项工作进一步保证了反应堆可以随时停堆,并完全符合安全要求。 在该机组重新开机以前进行了严格的试     

反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较

一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定:     

10 MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究

吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1：1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR-10工程的技术要求。     

大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统

简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆硼和水补给系统(REA)、核取样系统(REN)及反应堆控制系统(RRC)等,仅对与硼浓度的调节与估算有关内容作了说明。对这些系统的了解不仅可以熟悉它们的作用和功能,更能对堆芯物理试验的原理、步骤、注意事项和技术关键加深理解,也能对试验结果作进一步分析有所帮助。     

M310系列压水堆核电厂硼酸过滤器辐射热点成因研究及对策

M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器（REA011FI）因活化产物沉积而形成辐射热点，对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究，找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明，该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面，通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式，在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合，确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间，对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下；从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv，是辐射防护最优化的良好实践。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。