火星表面核反应堆电源方案研究

火星作为地球的近邻,一直是人类进行深空探测和开发的首选目标。登陆火星、建立火星基地并开发利用火星资源首先需解决电力供给问题,核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点,是火星基地及其他深空探测任务的理想能源。通过分析目前可用于火星基地的能源情况,针对性地提出了40 kWe火星表面核反应堆电源的总体方案,并从物理、安全、屏蔽、热工以及结构方面对电源方案进行了分析和论证。结果表明：该电源方案合理可行,能满足安全和寿期要求。     

核仪器多路电源监测系统设计

核仪器电源系统对仪器测量的结果有较大影响,为了尽量降低这种影响,本文提出了一种低功耗的核仪器多路电源监测方案。该方案以低功耗MSP430F6638处理器为核心,通过多路调理电路、模数转换电路、通信接口及显示单元等部分对核分析检测仪器的电源系统进行监测,动态测量电源输出电压的变化情况,一旦超出阈值范围可即时进行告警提示,避免因电源不稳定而降低分析测量结果的可靠性和准确性。经测试本文设计的多路电源监测系统能实时监测低压电源、高压电源,且功耗较低,可满足现行核仪器的使用要求。     

便携式核数据测量分析仪的太阳能光伏电源设计

目前常见的便携式核数据测量分析仪电源供应为单一的蓄电池供电方式,这不仅影响测量仪器的长时间连续正常工作,而且增加了系统的成本和体积。为此,以X荧光分析仪为例,提出了一种实用的由太阳能光伏电池和锂电池联合供电的便携式核测量仪器电源设计方案。介绍了系统组成及各部分对电源的指标要求,给出了锂电池充放电控制电路,设计了以SG1525为核心的PWM电源供电电路。实践表明,该方案满足设计要求,对于便携式核数据测量分析仪的电源设计具有实际应用意义。     

面向核电应用的1E级隔离放大器的研制与验证

提出了核电厂安全停堆系统核1E级隔离放大器设计技术方案.该方案采用开关电源技术+模拟电源技术设计电源模块.从抗干扰、器件降额和抗震3个方面详细论述了提高隔离放大器稳定性和可靠性的设计方法.经性能验证,该产品各项技术指标及可靠性均达到或超过了国外同类产品水平,并通过了所有核1E级认证测试.     

野外小功率设备电源系统研究

目前出于环境保护的需要,对清洁能源的开发正越来越受到人们的重视,特别是对太阳能的利用,发展非常迅速.本文结合滑坡监测系统,介绍了一种利用太阳能供电的电源系统.该系统具有自动检测电量、远程监控管理、抗干扰能力强等优点,适用于高原、偏远地区、海岛等无市电接人野外小功率设备使用.该电源系统也适用于长期工作在野外的便携式核仪器现场用电的需要.其远程监控由GSM网络无线通信来实现的.     

外中子源驱动式核电源

外中子源驱动式核电源是新型核电源系统,能满足深空探测任务的需求.对该核电源的简化模型做了MCNP模拟,其比功率和功率分别为4.45 W/g和9.88 kW,比功率是通用型热源放射性同位素温差核电源(GPHS-RTG)的8倍,名义功率是GPHS-RTG的3.54倍.由GPHS-RTG模块的细致模型计算,该核电源的比功率和...     

核电推进用100kWe级反应堆电源方案研究

针对空间核电推进技术应用需求,本文开展100 kWe级核电推进反应堆电源方案研究。提出100 kWe核电推进反应堆电源系统的设计理念,经初步优化设计,给出该系统总体设计参数和技术方案原理图,对热电转换系统开展详细设计研究,并从物理、屏蔽、热工以及结构方面对系统进行了分析和论证。结果表明,该系统方案合理可行,能满足物理、热工、安全和寿期要求。     

用于海上钻井平台的小型钠冷快堆核电源概念设计方案

根据海上石油钻井平台用户电力需求的特点,介绍了一种基于斯特林热气机发电技术的小型钠冷快堆核电源设计方案,研究了小型钠冷快堆核电源的总体技术方案、主回路冷却系统以及关键设备设计方案,并给出小型钠冷快堆核电源的初步布置方案。研究结果表明：小型钠冷快堆核电源概念设计方案符合海上石油钻井平台用户需求的长周期换料、空间限制等特点。     

兰州重离子加速器数字脉冲电源同步功能的实现

介绍了同步加速器脉冲电源的同步性能对提高加速器性能的重要性,提出了一种基于FPGA的、适用于全数字脉冲电源的可编程片上系统实现方案,该方案以光纤及连接器为信号载体、以同步光纤组件模块为核心部件。测试结果表明,该方案满足数字脉冲电源的功能性要求,且达到设计指标。     

单球多计数器中子剂量仪的电子学系统研制

针对新型单球多计数器高能中子探头,本文介绍一种满足该探头信号处理要求的核电子学系统设计方案。该电子学系统由放大电路、滤波成形电路、幅度甄别电路、多路脉冲计数器、功能控制电路和电源管理等部分组成,能够满足新型中子剂量(率)仪的功能要求,实现该新型中子剂量(率)仪的信号采集、剂量(率)计算等功能。     

Control Principles for Reactors with Regulatable Coolant Circulation

It is shown that the design of the reactor control scheme used in BN-600-type power-producing systems does not provide for the operation of a nuclear power plant in the base and peak regimes. A design of the control scheme for a power system with regulatable circulation of the coolant in the first loop of the reactor that allows a nuclear power plant to operate in the base and peak regimes are presented and substantiated.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连,为提高浮动核电厂的安全系数,需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点,分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置,对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明,优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优,且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

安全经济高效的先进能源

具有第四代安全经济特性的核电应该是人们期待的先进的清洁低碳能源。高温气冷堆是当今研发的第四代核电堆型之一,但现有的设计还存在需要排除的严重的安全隐患。堆芯不熔化,不等于说不会有严重事故发生。需要吸取国外球床高温堆和柱状高温堆两种实验堆型运行的经验教训、扩展安全观念和应对安全低概率事件,确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。当热电转换系统采用与燃气蒸汽联合循环耦合应用的技术以后,会发挥高温堆所长,更大地提升转换效率,形成一种高安全低投资和高效率的双燃料清洁能源,可用于大堆或小堆的应用环境,可满足电力系统基本负荷和调锋负荷的需要。在工程设计上采取一系列改进和创新措施,包括釆用规则床模块化及地下反应堆设计以后,可在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,防范低概率事件,成为一种新的安全经济高效的先进能源。     

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。     

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。     

Tory II-C Nuclear Instrumentation System

The design of the nuclear instrumentation system for the Pluto series of nuclear ramjet test reactors is an attempt to provide a very flexible nuclear sensing system that will be adequate for Tory II-C and following test reactors. The nuclear detectors will be exposed to the leakage neutron flux from the reactor during operation. Since the leakage flux is proportional to reactor power, the neutron detectors will give a measure of reactor power. A difficulty in providing nuclear instruments for this reactor is the uncertainty in the neutron energy spectrum of the leakage flux at the detectors. Since detector response varies with neutron energy, a large margin of flexibility is desirable. A difficulty which may be encountered is a significant shift in neutron energy spectrum at high power and temperature. This would make indicated nuclear power nonlinear with calorimetric power. A difficulty in insufficient instrument overlap was encountered with the Tory II-A experiment where a large margin of flexibility would have been useful. The detector placement for the Tory II-A experiment had the power range detectors in line with the reactor and main air pipe. At high air flows there was a much greater mass of air between the detectors and the reactor, allowing fewer neutrons to reach the detectors per unit reactor power. This is the reason for the power range detectors being placed off to the side of the Tory II-C test vehicle. Not all difficulties can be foreseen, but provision is made where possible to overcome them.     

IRC提前饱和对ATWT功能影响分析及应对研究

某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统（RPN）中间量程通道（IRC）的输出电流在核功率（Pn）小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案（FCRS）确定后,IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度（SF）。根据未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）设计功能和RPN安全准则,得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时,必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值,以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案（FCRS18）的机组应选用SF较小的探测器,以降低IRC提前饱和问题发生的几率。