乏燃料离堆贮存水池厂房的多道封闭屏障

乏燃料离堆贮存水池厂房设计、建造了多道封闭屏障,以防止放射性物质向周围环境的失控释放.     

池式低温供热堆

本文论述了低温核供热的一个重要研究方向——池式供热堆研究的现实意义。简介国外不同类型池式供热堆的设计和研究概况。介绍了深水池系列低温供热堆设计的特点,以及它在工程示范阶段的几种可能应用的典型实例。展示了系列深水池供热堆对我国低温核供热应用的意义。     

200MW深水池6型供热堆（DPR－6）的方案设计

介绍了一种较高供热参数的深水池式供热堆。这是一种新颖的供热堆设计，它的特点是常压、低温、结构简单、良好的固有安全性、运行可靠、投资少和建造期短。它的设计功率为２００ＭＷ，已达到商用规模，具有较好的经济竞争力。     

CARR衰变箱及堆水池钢衬里设计难点

中国先进研究堆(CARR)的衰变箱和堆水池钢衬里是CARR中的关键设备之一,本文阐述了CARR衰变箱和堆水池钢衬里的设计,在焊接、运输、大型薄壳设备制造等方面存在的难点问题及解决方案。     

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。     

脉冲堆事故分析

本文介绍了脉冲堆两个最大假想事故——堆水池失水并使堆芯裸露和脉冲棒误发射事故分析结果。对于堆水池失水并使堆芯裸露事故,只要能及时停堆,无需采取任何其他措施,则能保证反应堆的安全。事故过程中,燃料芯体和包壳温度都不会超过840℃。在稳态额定功率下脉冲棒误发射事故过程中,反应堆峰功率达4800MW,燃料温度峰值为950℃,反应堆也是安全的。     

200MW池式供热堆失水事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２，对ＤＰＲ－３型２００ＭＷ深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池型反应堆的计算模型、瞬态特性及计算过程。结果表明，瞬态参数都在安全测则的规范之内，显示出良好的池式堆的安全特性。     

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。     

中国先进研究堆热水层热工分析

中国先进研究堆(CARR)热水层(HWL)是反应堆水池上部形成的一层温度稍高的热水,它可以阻止水池下部含有较高放射性物质的水通过对流到达池水表面,从而降低反应堆大厅内的放射性剂量水平。本文采用经验公式计算了建立热水层所需的加热功率,并采用计算流体力学软件CFX分析了堆水池内流场和温度场。结果表明,CARR热水层的加热功率为120kw;在水池表面形成了热水层,但热水层的厚度不均,平均厚度约1．8m,最薄处约0．5m。     

200MW常压采暖供热堆设计研究

介绍了２００ＭＷ常压采暖供热堆的方案设计及其与加热供热堆的比较，这种反应堆堆芯放在一个大而深的水池之中，利用水的静压力提高堆芯出口的温度，其供热水温可以满足集中供热系统的要求，而反应堆却工作在常压之下。与加压供热堆相比具有结构简单，固有安全，投资低，供热成本低以及在我国容易实施的特点。     

济南微型中子源反应堆退役的放射性核素调查

对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括⁶⁰Co、¹⁵²Eu、¹³⁷Cs和⁵⁴Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明：反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。     

Gamma-Ray Shielding Effectiveness of Some Alloys for Fusion Reactor Design

The gamma-ray shielding effectiveness of some oxide dispersion-strengthen (ODS) alloys by means of mass attenuation coefficients, mean free path, exposure buildup factors and energy absorption buildup factors have been investigated in the present study. The buildup factors were calculated using geometrical progression method for photon energy 0.015–15 MeV up to 40 mfp penetration depth. The mass attenuation coefficients were calculated by using XCOM program and Geant4 simulation methods and found a very good agreement. Our investigation signifies that the low iron content ODS alloys are superior shielding materials with the lower buildup factors. This study should be useful for selection of shielding materials for their applications in fusion reactors design and future nuclear reactor technologies.     

微堆安全监督系统

在深圳大学微堆上建立了计算机安全监督系统。通过计算机和有关的探测器,对影响核燃料元件包壳腐蚀和反应堆安全的ｐＨ、电导率和堆水净化柱的γ放射性活度等参数进行实时监督测。系统包括缓发中子测铀装置,一旦核燃料元件包壳破损,系统即将时发出警报。     

Transient Xenon Analysis in a Molten Salt Breeder Reactor

An evaluation is made to estimate the transient xenon behavior in an MSBR for several representative patterns of operation. Such analysis is indispensable for detailed evaluation of reactivity balance under transient conditions. The results are compared with those of a typical PWR. The xenon behavior does not differ between the two types of reactor to the extent that might be expected from the fact that in the MSBR, xenon behavior is additionally conditioned by the processes of migration into the circulating bubbles and into the graphite, as well as by diffusion therein.

It is shown that the reactivity transients due to xenon buildup can be held within the range of counteraction by control rod movement for any normal change of reactor output, so long as the reactor is not shut down. After a shutdown, insertion of the control rods will not suffice to override the xenon buildup, but then the fuel processing system could be conveniently utilized to increase the quantity of ²³³U contained in the fuel and regain required reactivity of the core.     

池式研究堆回路系统总体配置分析

池式研究堆的回路系统配置存在一定的共性,对于相同的堆型,大部分回路配置是可相互借鉴的.通过对国内外几座池式研究堆(法国ORPHEE堆、德国FRM-Ⅱ、韩国HANARO堆、中国先进研究堆(CARR))的回路总体配置情况进行比较,分析其各自的特点,归纳出池式研究堆回路总体配置分为4个部分:与堆芯冷却相关的系统、与重水相关的系统、与池水相关的系统及辅助系统.     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

开发微堆潜力的设想

微堆存在二个潜在资源 ,即附加补偿棒和池水。在确保安全的前提下 ,可将它们挖掘并加以利用。设置附加补偿棒 ,把闲置的顶铍反射层的后备反应性加以利用并逐步释放。微堆为“罐 池”结构 ,运行时堆水与池水存在较大温差 ,2 7t池水可作为一大的冷源 ,通过池水中的螺旋冷却器冷却 1 4t堆水 ,可获得较多的温度效应。采取了这两项措施之后 ,可大大延长微堆的可连续运行时间 ,改善它的运行性能 ,拓宽了微堆的应用 ,提高其寿期内的价值     

高温气冷堆舱室抗商用飞机撞击的耦合数值分析

本文建立了大型商用飞机撞击典型高温气冷堆核电站反应堆舱室的非线性有限元模型,计算中混凝土舱室直接采用工程用钢筋混凝土的损伤塑性本构模型,飞机结构采用Johnson-Cook本构模型。对飞机高速撞击高温气冷堆核电站反应堆舱室非线性撞击过程进行模拟计算,得出正面和侧面撞击条件下的撞击载荷曲线、撞击位移云图、反应堆舱室混凝土破坏情况等结果。评估表明,反应堆舱室结构在撞击条件下的整体损伤微小,可为保护内部关键设备提供重要的屏障功能。     

泳池式轻水反应堆内电磁线圈可控温辐照装置设计

本文设计了在泳池式轻水反应堆（简称泳池堆）内在线测量电磁线圈电性能的可控温辐照装置。采用MCNP程序进行中子物理计算,对泳池堆、线圈骨架的结构尺寸与物质组分进行了精细全尺寸模拟,得出辐照装置的发热功率和中子注量率。通过初步估算,使用ANSYS CFX进行了数值模拟,得出辐照装置内线圈在堆运行时的温度,并提出温度控制的方法。辐照装置采用铝材加工制造,并进行了垂直度测试、气压测试、检漏测试。增加了绝缘设计,将辐照装置与泳池堆之间进行绝缘。在线圈处预埋铠装热电偶,对线圈温度进行实时监测。在泳池堆内对电磁线圈进行辐照试验,结果表明,本文设计的辐照装置能满足电磁线圈在泳池堆孔道内进行辐照试验的要求,并可对电磁线圈进行实时温度控制。     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。