浅谈某核电厂海工设计与改进

核电厂海工系统的设计关系到核电厂的取水安全。我国许多核电厂出现过由于海生物爆发、台风等造成停机停堆事件。本文通过对我国南方某核电厂取水安全问题引发的降功率和停机停堆事件进行讨论,引出该核电厂的海工设计问题,并对该核电厂针对海工设计的改进方案进行分析研究。结果表明,改进后的海工系统在拦截能力、抗风浪能力、海生物预警等方面都有了很大提高,可有效保障核电厂的取水安全。     

基于核能低温供热堆调节特性的基本热负荷确定方法研究

基于低温供热堆季节性功率调节幅度分析,推导了低温供热堆基本热负荷系数与功率调节幅度及供热负荷的函数关系,并给出了我国严寒和寒冷地区以供暖为主的低温供热堆系统基本热负荷系数范围。通过与俄罗斯(含苏联)建设的低温供热堆核能供热站设计数据对比,检验了该基本热负荷系数范围的合理性,即在功率调节幅度为10%的条件下,以供暖为主的低温供热堆基本热负荷系数严寒地区可取0.30～0.45,寒冷地区可取0.45～0.60。以严寒地区某核能供热系统为例,计算了低温供热堆的设备容量、调峰热源容量并分析了非供暖期提高核能利用率的设计方案。     

AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。     

池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状

快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中,大量设备穿透反应堆堆池的自由液面,使得自由液面可能产生波动、环流以及漩涡等现象,进而可能导致反应堆中间热交换器入口窗进入气体,威胁反应堆安全。国内外参与快堆设计建造的相关国家针对该气体夹带现象进行了深入的理论和实验研究。本文介绍了各个国家的研究现状,对我国相关研究工作的开展具有借鉴意义。     

快堆浸入式事故余热排出系统程序开发

针对示范快堆的设计需要,在法国快堆系统程序OASIS的基础上,引入热分层与盒间流模型,开发了浸入式事故余热排出系统分析程序。利用该程序对CEFR的非能动事故余热排出系统进行了整体建模,分析了稳态和全厂断电工况下的性能,并利用其他系统程序的结果进行了验证。结果表明:该程序能较好地反映事故余热排出系统的瞬态变化过程。     

系统瞬态分析程序中子学模块点堆求解验证

系统瞬态分析程序是用于示范快堆设计的工具软件之一,由中国原子能科学研究院自主开发,中子学模块是此程序中用于计算反应堆功率的模块。为了确保软件计算的正确性,需要对其进行验证与确认(V&V),本文对中子学模块求解点堆计算功率的结果进行了验证,是整个程序V&V工作中的一个部分。结果显示,在不同的条件下,中子学模块计算的结果与多种数值方法符合较好,满足程序计算的需求。     

浅析AP1000核电站快速降功率和落棒恢复

分析了AP1000核电站快速降功率系统的设计特点、控制和闭锁逻辑。讨论了该系统在100%额定功率水平下停机不停堆的响应。对停机后核功率在低功率水平稳定运行,恢复落棒操作,瞬态开始至落棒恢复的反应性控制方式进行探讨,以期对电站的运行工作有所帮助。     

中国某快堆核电厂厂址分析

从交通运输、地质条件、自然环境等方面入手,对中国某快堆核电厂厂址进行了分析,指出该厂址交通方便、地震活动微弱、边坡稳定、取排水便利,各方面条件均满足中国某快堆4台800 MW快中子反应堆核电机组建设场地的要求。     

先进小型反应堆技术现状及未来发展趋势研究

随着我国工业化进程的不断深入,能源需求呈刚性增长和多元化发展,小型反应堆尤其是第四代液态金属冷却小型堆由于安全性、经济性和移动性等优势具有广阔的应用前景。本研究通过调研目前小型堆的市场需求与当前三代轻水冷却小型堆的技术特点,论证了发展小型堆的必要性与三代轻水冷却小型堆在核燃料利用方面的局限性。在此基础上,进一步调研四代小型堆的技术特点与研发现状,并在安全性、经济性与应用前景三方面对四代小型堆与三代小型堆进行对比分析,得出四代液态金属冷却小型堆较轻水冷却小型堆更为安全,具有固有安全特性的结论;在经济性方面,可以采用闭式燃料循环,总投资成本更低;在应用前景方面,可以更好适应边远地区核动力系统、航空航天核动力系统、军事核动力平台以及其他方面的发展需求。     

水冷实验包层系统的初步概率安全分析

概率安全分析是一种评价系统安全性和潜在风险的方法。本文以聚变装置水冷固态增殖实验包层及系统为研究对象,参考已有轻水堆的概率安全分析流程,利用RISK SPECTRUM软件进行概率安全分析。通过确定始发事件、分析事故序列、建立与分析事件树模型等步骤,本文初步评价了各始发事件下聚变装置水冷固态增殖实验包层系统的安全可靠性。最后分析了水冷实验包层系统中可能存在的薄弱环节,对于水冷实验包层系统及辅助/安全系统等提出相应的设计要求以及优化建议,为后面详细的包层安全分析打下基础。