基于两区模型的钠冷快堆无保护失流事故

为了研究钠冷快堆的固有安全性,研究了适用于钠冷快堆系统分析的理论模型,根据钠冷快堆的特点开发了SAC程序。针对钠池温度计算不准确问题,提出了两区模型。利用三维模型计算钠池主流区,采用提出的两区模型计算钠池温度的瞬态响应。选取了美国实验增殖反应堆(EBR-II)的无保护失流事故实验进行计算对比分析,采用三维钠池模型对钠池流场进行计算和分析,采用两区模型有效地计算了钠池温度瞬态响应。程序计算的事故瞬态结果与实验结果符合较好,验证了SAC程序进行快堆瞬态计算的准确性,同时证明了利用金属燃料的钠冷快堆的固有安全性。     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.     

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

反应堆主屏蔽的设计与计算

为使反应堆处于运行状态时 ,对辐射源的屏蔽满足辐射安全的要求 ,以及对堆的各部件和材料满足辐射限制的要求 ,必须设计堆的主屏蔽层。介绍了主屏蔽的设计与计算方法 ,以研究堆为设计实例 ,给出了主屏蔽的主要计算结果表明 ,以池水和重混凝土作生物屏蔽能满足辐射安全限值的要求 ,设计的主屏蔽层是适宜的     

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在 "启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.     

池式钠冷快堆双环路12%差异非对称功率运行及流量调节缓解工况的三维数值模拟

双环路池式钠冷快堆在部分事故运行工况下,堆本体内一回路的两组环路可能出现非对称功率运行工况,使得钠池内出现特殊的非对称三维热工分布特征,对核电厂的正常运行产生一定影响。基于三维数值模拟方法,对池式钠冷快堆进行全尺寸一体化计算,模拟当一回路两个环路的冷却功率不相等时,一回路主热传输系统的三维热工水力变化。并分析流量分配调节措施对池内非对称运行现象的缓解效果,获取钠池内整体三维温度、流动分布特性。计算结果表明,两环路在12%冷却功率差异的非对称运行条件下,两环路中间热交换器(intermediate heat exchanger, IHX)出口温差可达20℃,经适当的流量分配调节后,可补偿冷却功率差异造成的非对称现象,在较高运行功率下两个环路的温度场可以形成基本稳定的对称分布,两环路IHX出口温差仅约3℃,双环路非对称效应得到有效缓解,关键区域和部件的热工参数可以满足安全要求。三维计算结果是对现有一维、二维计算程序的有力补充,可为核电厂设计、运行提供三维数值参考。     

核电站施工工艺及质量控制

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。这里,笔者将具体谈几点核电站施工工序及施工中的质量控制。     

径向步进倒料行波堆的渐近态特性研究

基于行波堆的原理提出了径向步进倒料行波堆的概念,并将其与典型钠冷快堆的设计相结合,采用数值方法对由外向内的径向步进行波堆渐近稳态特性进行了研究。计算结果表明:渐近keff随倒料周期近似呈抛物线型分布,而渐近燃耗呈线性增长,满足临界条件的倒料周期中最大燃耗可达到53 at%;堆芯功率峰随着倒料周期的增长,从燃料卸出区(堆芯中心)向燃料导入区(堆芯外围)移动,功率峰因子随倒料周期先快速降低,后缓慢降低达到稳定。     

钠冷快堆严重事故钠燃烧过程裂变产物释放概念模型建立

钠冷快堆严重事故分析是了解事故进程与进行事故预防的重要手段。该文以钠冷快堆严重事故工况下伴随着钠燃烧过程的放射性裂变产物释放为研究对象,通过对物理过程、物理模型进行分析,建立了钠燃烧过程中裂变产物释放的概念模型,在此基础上,进一步讨论了影响钠气溶胶颗粒与裂变产物释放、扩散、沉降行为的因素与规律。     

核供热堆正常运行时气载放射性释放的计算方法

核供热堆要建在城市附近为城市居民供热，因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环境影响评价的基础。本文根据壳式低 温核供热堆的结构设计特点，提出了该种堆型在正常运行工况下气载放射性流出物向环境释 放的６种主要来源，即元件破裂监测系统定期取样监测排放、反应堆压力容器上部气空间的泄 漏、主回路水的泄漏、反应堆舱室中空气的活化、安全壳中气体的活化、废气系统的排放。并推 导出它们的计算公式。     

一体化水堆内置式控制棒水压驱动技术研究

安全性和经济性满足较小功率用户需求的小型核反应堆为近年来的研究热点,一体化布置水冷反应堆为小型核反应堆的主要堆型之一。核反应堆控制棒驱动机构是反应堆最关键的安全设备,担负着反应堆的启动、功率调节及停堆等重要功能。该文给出一种应用于一体化布置水冷反应堆的内置式控制棒水压驱动技术,包括功率小于50 MW的A型和热功率50～300 MW的B型2种整体设计方案、部件组成、主要功能和性能等工程研究和应用。为一体化水堆提供了完整的内置式控制棒驱动线,包括其部件组成、联接结构、固定方式和功能;降低了反应堆高度;避免了弹棒事故,增强了反应堆安全性;使一体化布置反应堆更加紧凑、体积小、自然循环能力加强。     

第四代核能系统铅基反应堆前景展望

 作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源,核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。然而,由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题,开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。2014 年1 月,“第四代核能系统国际论坛组织(GIF)”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”显示,在第四代核能系统6 种堆型中,铅冷快堆预计于2021 年率先实现工业示范应用。     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

核动力船舰超临界二氧化碳循环系统建模与性能分析

为探究以超临界二氧化碳(supercritical carbon dioxide, S-CO_2)布雷顿循环耦合核反应堆所构成的新型船舰动力装置的系统性能,选取4种高效紧凑的S-CO_2循环(再压缩、内冷、部分冷却及再热)耦合4种典型船用核反应堆(铅冷快堆、高温气冷快堆、钠冷快堆及压水堆),构建了16种核动力船舰S-CO_2循环动力系统及其热力学模型,研究分流比、透平入口压力、压缩机入口压力和循环最低温度对循环效率的影响.结果表明:存在最佳分流比及压缩机入口压力使循环效率达到最高;各系统循环效率随透平入口压力的提高,呈先迅速增长后趋于稳定趋势;S-CO_2再热循环应用于上述4种典型船用核反应堆二回路系统时效率最高,分别为46.6%、50.8%、 44.5%及32.5%;根据高温气冷快堆S-CO_2再热循环系统热力性能最佳,提出了其整体系统布置方案.     

高温气冷堆主氦风机预防性维修策略研究

高温气冷堆主氦风机是清华大学自主研发的先进核能核心装备之一，对于反应堆的正常运行至关重要。主氦风机停机会导致反应堆紧急停堆，直接影响核电厂的运行，并可能带来安全风险。因此，需要评估主氦风机的可靠性，并对主氦风机开展预防性维修策略研究，以保障高温气冷堆核电厂高质量运行。首先，该文使用故障模式、影响和危害性分析(failure mode, effects and criticality analysis, FMECA)方法识别主氦风机的关键重要部件；然后，基于各部件的通用数据评估得出主氦风机的故障率及各部件故障率占比，为提高主氦风机的运行可靠性提供参考依据；最后，使用以可靠性为中心的维修分析(reliability centered maintenance analysis, RCMA)对主氦风机的预防性维修策略进行规划，提出预防性维修方案建议。该文研究成果可为新研核能设备提升设计质量提供参考，为其他相关核能设施开展可靠性和维修性研究提供借鉴。     

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂（RCS）低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LOFTRAN、FACTRAN等程序进行计算分析,分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。     

反应堆温度系数的作用机理解析

高温气冷堆与压水堆因慢化剂和燃料元件的不同,两种堆型的物理特性存在诸多差异,其反应性控制与安全要求亦存有较大区别,包括堆芯温度对反应性的影响途径、反应堆温度系数随温度和燃耗的变化趋势等均需要在运行工作中格外关注。该文对高温气冷堆与压水堆各温度系数的作用原理和影响因素进行全面的对比分析,探讨造成以上不同的具体因素,旨在使核电厂运行人员正确理解反应堆温度系数,准确判断温度系数的变化趋势,并在反应堆运行工作中灵活运用。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试分析

反应堆保护系统的响应时间是核电厂安全级数字化仪表控制系统的关键性能指标.为确保核电厂的安全,提高反应堆保护系统响应时间测量准确性和快速性,通过对反应堆保护系统各大数据处理环节的特点,构建了反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试平台,采用自动测试装置对响应时间测试方法进行分析总结,并提出了优化反应堆保护系统紧急停堆响应时间的...     

M310核电机组棒控系统故障对机组运行的影响与应对策略

核电厂棒控系统是用以调节反应堆功率的最重要、最灵活的手段.其安全功能在于,当反应堆保护系统动作后,所有停堆棒和调节棒都迅速掉入堆芯,以此来迅速引入足够的负反应性,使反应堆达到一个安全的停堆状态.由于棒控系统直接关系到核电厂机组运行时反应堆正常的反应性控制和负荷跟踪,而且棒控系统的不正常工作直接影响核电站的安全稳定运行,严重的可导致保护动作,造成停堆等事故的发生.因此,该文以秦山第二核电厂运行机组为例,论述了棒控系统运行期间一些可能发生的故障和这些故障对机组运行的影响,以及运行人员应做出的响应和处理方法.