快堆燃料破损在线计算机监控系统的安装及调试

中国实验快堆燃料破损在线监测系统的计算机监控系统是快堆控制系统的组成部分,系统通过监测反应堆气腔内裂变产物比活度的变化,来判断在反应堆活性区是否存在燃料棒包壳破损,并按给定的报警阂值在控制室发出声光报警信号。整套系统包括：缓发中子数据采集及处理;堆芯覆盖气体γ放射性测控;堆芯覆盖气体放射性核素γ谱测量,谱数据和分析结果传输。共用1台上位工控机,I／O独立。系统的全部探测设备、控制计算机及其外设在328／3房间,通过屏蔽双绞线RS--485总线连接。     

快堆严重事故工况下燃料组件盒破损机理的研究

在钠冷快增殖堆安全性分析中,六角形不锈钢燃料组件盒的破损时间和位置是一个重要的问题.对于严重的局部事故而言,钢盒破损的可能性基本上等同于事故向邻近燃料组件蔓延的可能性.本文以SCARABEE-N系列实验和SIMBATH系列实验为基础,对快堆严重事故工况下六角形钢组件盒的破损机理进行了研究.对于冷却状况良好的组件盒,提出了一种新的熔穿机理:局部热侵蚀进而诱发钠侧局部烧干,随后发生熔穿.在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在单个燃料组件瞬间完全堵流事故工况下组件盒破损的时间进行了预测.预测结果为,相邻燃料组件的六角形钢盒应该在堵流后7.2～8 s发生熔穿,随后事故开始向相邻的燃料组件蔓延.     

中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析

在借鉴国外研究成果的同时,结合中国实验快堆(CEFR)燃料破损探测系统的设计特点,建立了CEFR燃料破损探测系统的计算模型,并根据所建计算模型,利用LabWindows/CVI开发了CEFR燃料破损探测系统计算分析程序。用该程序进行了缓发中子探测系统可探测最小破损面积的计算,并对裂变产物的释放产生比进行了计算验证。     

中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统工况分析

中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统投入运行状态时，从反应堆主容器覆盖气体气腔来的高温氩气中含有钠蒸汽，为避免由于温度降低钠蒸汽冷凝成固态堵塞管道，需通过热工计算了解介质从主容器流出进入本系统管道后的传热情况，以采取相应的措施避免上述问题的发生，使系统正常运行。     

中国实验快堆（CEFR）燃料破损在线检测系统设计

中国实验快堆(CEFR)燃料破损在线检测系统包括覆盖气体和缓发中子两部分,该检测系统可按工艺流程实现各类电磁阀、电动截止阀、气泵的开启控制和状态显示,各关键管路的流量、压力及温度的检测和报警记录,最后实现覆盖气体和缓发中子的报警检测,并将记录实时传到快堆监控系统。     

快堆金属燃料的发展

国外早期快堆发展的燃料集中在金属燃料上,但金属燃料辐照肿胀严重,只能实现较低的燃耗深度,且较低的固相线温度和与包壳间的共晶温度又制约了金属燃料的实际应用。文章回顾国外金属燃料的发展和主要问题的解决方法,并总结金属燃料改进后可行的设计方案。随后整理早期、后期金属燃料的辐照经验,给出已验证的最大燃耗深度。     

快堆局部事故时受损燃料组件的径向传热机理

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口完全堵流所导致的事故序列，根据SCARABEE系列堆内实验建立了模型，针对SCARABEEBE+1实验的计算结果与实测数据吻合，进一步使用该模型对实际快堆中的单组件完全堵流事故进行了预测。结果表明：1）对实际快堆中发生全堵的燃料组件而言，其外部的冷却条件与SCARABEEBE+系列实验非常相似；2）堵流组件向上和向下的传热可忽略不计，径向传热对事故有较强的延缓作用；3）随着时间推进，径向传热的主导机理依次为液态钠单相对流、钠蒸汽在组件盒内壁冷凝、体热源沸腾池散热。     

快堆燃料元件安全性的新经验

法国《核评论》1980年第1期报道】法国原子能委员会钚基燃料基础研究部进行了一项全新的试验。它们的原理象《法国原子能委员会回声报》所指出的那样,是通过焦耳效应,或裂变热来快速加热预先在法国的“凤凰”或“超强音”(Fortissimo)快堆内辐照过的少量核燃料而模拟研究某种事故。打算通过快速拍照和测量氧化物上所受     

快堆燃料后处理的进展情况

【《瑞士原子能协会通报》1984年12月21期报道】到目前为止,在欧洲(主要是法国和英国,其次是西德)共处理了30吨快堆辐照燃料,燃耗为120,000兆瓦日/吨。为了处理这些燃料,人们不仅使用了专门处理快堆燃料的设备,也使用了象阿格 UP_2工厂那样的处理热堆辐照燃料元件的设备。     

氧化物燃料快堆的事故瞬态分析

利用在核电厂动态仿真器ＤＳＮＰ上开发完成的仿真程序ＯＸＳＹＳ，分析计算了氧化物燃料钠冷快堆ＣＲＢＲＰ在超功率和失流事故瞬态下的响应特性，所得结果与国外系统分析程序ＳＳＣ－Ｌ、ＦＰＲＥ－Ⅱ的相应计算结果符合较好。     

美国新设计的快堆燃料堆芯

【美国《原子能消息周刊》1982年3月29日第42页报道】美国能源部宣布,为美国克林奇河增殖堆新设计的燃料堆芯已成功地进行了工程模型试验。能源部在3月24日的通告中说,这项工程模型试验有助于促进美国增殖反应堆计划的技术发展。能源部报道,这次试验是在国家爱达荷     

快堆燃料组件的子通道分析

开发了ＴＨＡＳ－ＰＣ２子通道分析微机程序，用于计算稳态和瞬态工况下快堆燃料组件的流量、温度和压力等参量分布。对ＥＦＲ燃料组件的稳态和瞬态计算结果如下：堆芯出口平均温度和温长分别为５５７℃和１５７℃，最高包壳表面温度为６０１℃，它发生在中心燃料棒上，最大冷却剂温度为５９３℃；主泵断电二次停堆事故作为瞬态计算，算得的最高冷却剂温度和最高包壳表面温度分别为６３０℃和６３７℃（当ｔ＝２ｓ时），它们都远低于     

MOX燃料模块快堆的嬗变研究

介绍了模块快堆的堆芯概念方案和模块快堆的嬗变特性 ,并论述了在适当时候引入模块快堆对削减我国次锕系核素积累量增长的作用     

基于克里金方法的快堆燃料组件设计

为详细研究快堆组件棒束中的流动与换热两方面因素对组件热工水力特性的影响,本工作采用克里金方法研究快堆燃料组件的设计参数。由计算结果可知：保证组件出口平均温度不变,随组件压降的升高,满足条件的P/D和H/D范围变化有一定的方向性,逐渐靠近原点;保证组件棒束的压降不变,随组件出口平均温度的升高,P/D和H/D范围变化不具备方向性。根据计算结果可在给定输入限值条件下得到组件满足条件的设计参数范围,可为今后大型快堆的燃料组件选型提供参考。     

实验快堆FFR燃料的衰变热计算

本文利用美国橡树岭国立实验室ＯＲＮＬ发展的点燃耗及放射性衰变计算程序ＯＲＩＧＥＮ２，计算了我国实验快堆ＦＦＲ一盒乏燃料组件在达到５０ＧＷ·ｄ／ｔ比燃耗卸出后的衰变热及其随时间的变化。计算结果与美国ＦＦＴＦ快堆的乏燃料衰变热的计算值进行了比较。     

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。     

快堆及其辐照燃料后处理工业的发展现状

快堆既可发电,又可生产核燃料钚-239,它能最有效的利用铀资源,可提高铀利用率50—60倍。快堆的开发已有30多年,目前已运行、计划建造、拆卸停运的快堆达32座。欧州快堆的开发已进入商业化,法国凤凰快堆已发电150亿度,超凤凰快堆(1240MWe)     

俄罗斯在快堆燃料研发领域取得两项重要进展

正【世界核新闻网站2014年9月19日报道】俄罗斯近期宣布其旨在实现闭式核燃料循环的"Proryv"项目取得两项里程碑式进展,即完成了首个全尺寸TVS-4氮化物燃料组件的测试工作和生产出首批工业级混合氧化物(MOX)燃料。西伯利亚化学联合体(SCC)于2014年9月18日宣布,已经完成首个全尺寸TVS-4     

快堆组件盒壁破损机理模型的建立与验证

快堆内发生超设计基准事故后，故障组件盒会发展到沸腾池，事故下一步的传播取决于池壁破损。文章采用机理建模方法，对3种主要盒壁破损机理建立模型，并在法国SCARABEE堆内实验中的BE+3和PV-A实验以及堆外GEYSER实验上进行了模型验证，模型计算结果与实验结果吻合较好。根据模型计算结果，对PV-A实验的池壁破损给予了合理解释，总结出快堆池壁破损的相关结论，并对堆内发生燃料-冷却剂相互作用（FCI）的可能性进行分析，给出了相关结论。     

GIF合作和我国快堆及燃料循环的发展

应第Ⅳ代先进核能系统国际论坛（GIF）政策委员会主席Shane Johnson先生的邀请，国家科技部组团赴美参加了2006年7月12—13日在华盛顿召开的GIF政策委员会例会，并做了中国申请加入GIF合作的陈述报告，包括我国快堆技术报告，内容涉及我国快堆技术发展历史、战略研究、