小型堆研发及核应急准备进展

 小型核反应堆具有良好的安全特性、模块化建造方式和广泛的应用领域,已成为国际上重要的核能研发工作。相对于百万千瓦级大型核电站而言,外部约束条件（应急计划是其中之一）对小型堆的经济性具有更大的影响,尤其是对需要靠近用户的小型核反应堆（例如供水、供热等）更是如此。作为克服这种约束条件的一个重要策略,小型核反应堆在设计上追求更高的安全特性。对于需要靠近用户的小型核反应堆（例如供热、供汽等）,将应急计划区限制在厂址范围之内,对保障小型核反应堆的经济性和增强公众的接受性非常有益。事实上,许多小型核反应堆都将烟羽应急计划区限制在厂址边界作为重要的设计目标之一。从目前经验看,完全取消小型核反应堆的场外应急准备的可能性不大,但考虑其安全特性、简化小型核反应堆的应急准备是国际上的共识。介绍了小型核反应堆的研发现状,讨论了大型核电机组与小型核反应堆应急计划在理念和实现方式上的差别,分析了国际上有关小型核反应堆应急准备简化的有关讨论和实践。     

核泄漏事故风险评估中的概率分析及预测

文章利用逻辑回归模型(logistic regression model, LRM)、线性判别模型(linear discriminant model, LDM)和支持向量机(support vector machine, SVM)3种统计模型,从核反应堆的内部和外部因素2个方面评估其在核泄漏事故中所体现的相关安全性能。针对每种模型,利用数理统计理论探究核反应堆相关影响因素与其发生核泄漏事故的概率。研究发现核反应堆外部因素有主导内部因素的趋势并在整个核泄漏事故风险中占有举足轻重的地位。文章提供的模型分析与预测结果可为核反应堆工程师及其相关决策者在核反应堆的选址、设计及建设运营等方面提供参考。     

基础研究

世界第一个热核反应堆将于2013年建成国际热核实验反应堆计划参与各方2月19日在俄罗斯圣彼得堡作出决定,将于2013年前建成世界上第一个热核反应堆,地点将在西班牙、法国、加拿大和日本4处候选地址中选择热核反应堆是利用氢的同位素氘和氚的原子核实现核聚变的核反应堆。与目前核电站利用核裂变发电相比,用受控核聚变的能量来发电具有能量释放大、实验资源丰富、成本低、安全可靠等优点。按照国际热核实验反应堆计     

国家高科技课题钠火灭火剂在我校研制成功

由我校研制的用于快中子核反应堆的石墨钠火灭火剂,于1991年1月18日通过了由湖南省科委主持的鉴定,及鉴定和国家高技术先进核反应堆主题办公室专家们的评审.鉴定和评审认为该项成果填补了国内空白,达到了国际先进水平. 当前世界上先进的快中子核反应堆大多采用液态金属钠作冷却剂.反应堆运行中,一旦金属钠泄漏,它将与空气中的水分激烈反应,并迅速燃烧、爆炸形成火灾.因此,     

基于新型控制棒驱动机构的反应堆功率控制

控制棒驱动机构是核反应堆中的重要机械设备,是反应堆和系统保护的组成部分,承担了控制反应堆的启动、功率调节、停堆等工作.为了研究基于新型伺服活塞式水力驱动机构的核反应堆功率控制问题,对新型伺服活塞控制棒驱动机构进行数学建模,进而建立了具有温度反馈效应的核反应堆功率控制系统(Nuclear Reactor Power Control System,简称NRPCS)的状态空间模型.采用鲁棒H∞控制方法设计了NRPCS的状态反馈控制器.用Simulink进行仿真,验证了控制系统的可行性和鲁棒性.     

人造太阳就要生起来了——挑战终极能源的ITER

最近，由中国、美国、欧盟、日本、俄罗斯、韩国参加的国际热核反应堆合作计划(ITER)再次引起了人们的兴趣。这个被称为人造太阳的热核反应堆，不仅因为1．3万亿日元的巨大投资引起了人们极大的关注，更因为如能在未来50     

以色列轰炸伊拉克核设施的前因后果

6月7日,以色列飞机悍然炸毁了伊拉克核反应堆。巴格达上空的浓烟虽已随风飘散,但是以色列新的罪行在人们心中不会磨灭。横蛮的袭击引起了许多国家政府和人民的同声谴责,它所造成的政治冲击波还在扩散。让我们来看看事情的原委和它的影响。乌西拉克反应堆早在1959年,伊拉克就打算建立核反应堆。它曾与苏联签订协定,计划建立一个小的、设备简单的核反应堆,但是很久没有什么进展。七十年代以来,伊拉克经济有了较大发展,为了加快建设步伐,伊拉克向西欧国家寻求先进核技术,以发展自己的核工业。     

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。     

一种基于MCNP的堆芯物理—热工耦合计算方法

核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.     

探究史前核反应堆

40多年前的一项科学预测 近年来，对于20亿年前位于现在非洲加蓬共和国奥克洛铀矿区的天然核反应堆在众多的科普杂志和网站上展开了热烈的讨论，标题醒目如“谁启动了20亿年前的核反应堆”、“令人惊叹的史前文明”、“史前超文明之谜”、“寻访史前人类的足迹”、“史前发生过核战争”、“地球人类的多次灭绝与诞生”、“史前的高度文明”、“外星人的杰作”、“外星人的遗迹”……真是千古疑谜，众说纷纭。《环球科学》2006年12月发表了有关文章，希望解释20亿年前奥克洛核反应堆的真象，但仍然含混不清，公众难以理解。     

燃料组件内精细功率的重构

采用高阶多项式展开的调制方法,利用节块法的计算结果与核反应堆燃料组件内的精细功率分布进行了重构。编制了二三维功率重构程序３ＤＰＰＲＥＣ,并与细网格差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ的计算结果作了比较。结果表明,该方法可以快速有效地对核反应堆组件内功率分布进行重构。     

2012-21 科技新闻媒体关注指数排行榜

 自从1942年12月2日,美国芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆,人们开始了对核反应堆的研究,并将其应用于军事、能源、工业、航空等领域。从1954年苏联建成第一座核电站至今,核能发电在人们的质疑声中发展起来,并逐渐在能源领域占据重要位置。2011年,日本福岛核事故再次引起了公众对核能安全的关注,并对核能安全发展提出了新的挑战,同时为新堆与研究堆的研究和发展带来了新的契机。     

核岛反应堆厂房筏基ABC砼整体浇筑控制难点浅析

核反应堆厂房筏基砼浇筑作为CPR1000压水堆核电站的重要施工步骤,控制其施工质量并合理缩短工期对核电站建设具有重要的意义。本文针对红沿河核电站3#/4#核反应堆厂房筏基ABC层整体浇筑过程中的控制难点和控制措施进行了简要分析,希望能为后续核电站和其他大体积砼施工项目提供一些借鉴和参考。     

月球表面核反应堆电源方案

 月球基地的建立首先需要解决能源供给问题, 核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点, 是月球基地及其他深空探测任务的理想能源。分析了目前可用于月球基地的能源情况, 针对性地提出40 kW_e月球表面核反应堆电源的设计理念, 经初步优化设计, 给出该电源的方案和总体设计参数, 并从物理、屏蔽、热工、结构方面对电源方案进行分析和论证。结果表明:该电源方案合理可行, 能够满足安全和寿期要求。     

钼-不锈钢管接头的爆炸焊接工艺及其对金属机械性能的要求

本文叙述了用于核反应堆的钼-不锈钢管接头爆炸焊接的部分过程,并讨论了爆炸焊接工艺对金属机械性能的要求。     

小型模块化反应堆控制方法综述

小型模块化核反应堆具有建造周期短、安全性高、运维成本低、适应性强、应用领域广等显著优势,广受世界各国关注,也是我国的战略性需求.发展具有自适应、强鲁棒、高可控和高可信特性的新型控制方法,有效降低甚至消除对控制人员值守的依赖,是小型模块化核反应堆的一个重要发展趋势.智能化、自动化的反应堆控制系统通过高效的控制动作来实时跟踪负荷需求,进而有效提高反应堆的稳定性、可靠性和安全性.本文对小型模块化核反应堆控制方法的研究现状进行了综述.本文首先回顾了基于经典控制理论的传统PID控制方法的原理及其优缺点,然后总结了当前应用于反应堆控制系统的一些高精度、高效率智能控制方法,如模糊控制、神经网络控制、智能优化控制、复合控制方法等的主要特点.最后,针对当前小型模块化反应堆控制系统的应用需求和技术难点,本文对智能控制方法的可能发展方向进行了展望.     

基于CRAIMA模型的核反应堆功率广义预测控制

为控制反应堆功率负荷跟踪变化,基于预测控制的原理设计了一种适用于核反应堆功率非线性过程的预测控制方法.以点堆动力学方程为基础建立了核反应堆功率数学模型,为方便广义预测控制器的设计,将此数学模型转换成受控自回归积分滑动平均模型(CARIMA).采用广义预测控制方法设计了反应堆功率控制器,对所设计的控制器性能进行了仿真验证.仿真结果表明,在功率观测期间存在1%额定功率的观测噪声的情况下,功率输出能够快速跟踪期望功率,并且功率观测带来的扰动对于功率实际运行影响较小,说明此控制器能够消除不确定干扰和非线性因素对系统的影响,保证反应堆功率系统的稳态精度和动态品质,能够应用于核反应堆功率控制系统中,并且具有优良的控制效果.     

燃料元件在热冲击下基于ANSYS的动态响应仿真

燃料元件中裂变引起的热冲击应力是核临界安全研究的重要内容。采用ANSYS有限元程序中的二维plane182、plane183和三维solid187、solid45单元模型对脉冲加热的铀钼合金厚壁球壳进行了仿真,以一维热弹性力学方程的数值解为基准获得了不同模型计算误差。与国外用于核反应堆工程设计和研究的程序相比,采用plane183或solid187模型因能更严格地满足理论边界条件,具有更小的计算误差。这些结果为进一步开展核反应堆瞬态过程研究以及燃料元件设计提供了参考。     

水力驱动控制棒热态极限落棒能力分析

控制棒驱动机构是核反应堆的关键设备,其是否正常运行直接关系到核反应堆的安全性。该文对水力驱动控制棒系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在热态实验研究的基础上,建立了正置落棒和倒置插棒的理论模型。分析了极限落棒过程参数(位移、速度和棒内外差压)的变化规律,得到了摩擦力卡棒和倒置等极限工况下控制棒插入堆芯的能力。结果表明:在极限工况下水力驱动控制棒有足够能力插入堆芯。     

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.