低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。     

专利简讯

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统【公开日】2005.03.02【分类号】G21C9/02【公开号】1588559【申请号】200410069185.8【申请日】2004.07.07【申请人】中国核动力研究设计院【文摘】本发明属于核反应堆控制领域,具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元,反应堆正常运行时,该空腔栅元内充氮气,在发生超设计基准事故时,向空腔栅元注入含硼水或去离子水,引入负反应性,实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比,其显著…     

钠冷快堆熔断式非能动停堆系统方案设计

为保证和增强池式快堆的安全性，通过对比分析现有的非能动停堆装置，基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件，提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念，能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证，并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算，由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明，通过合理设计，在发生无保护事故时，熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度，进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料，主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下，由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式，并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明，“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出；“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快，该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

中国先进研究堆停堆冷却策略

停堆后冷却问题是中国先进研究堆（CARR）重要的安全问题之一，冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有重要的影响。有关停堆冷却系统应严格遵循核安全法规，确保其可靠性和安全性。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的方式，实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。     

实验快堆停堆后衰变热特性

一引言无论反应堆是计划内停堆,或是事故工况下的紧急停堆,正确估算停堆后裂变产物的衰变热,对冷却剂丧失事故的安全分析、热量导出系统的合理设计、燃烧过的燃料组件的运输和冷却,以及对全面掌握实验快堆的特性,都有重要的参考价值。计算停堆后的衰变热,一般有两种途径。一种是用停堆后的衰变热积分实验曲线,进行指数多项式符合,然后用符合公式进行计算,这种方法有一定的局限性。另一种是累计法,此法单独处理堆中数百种裂变产物中的每一种裂变产物的衰变热,然后相加求得反应堆总的衰变热。累计法计算的正确性主要依赖于裂变产物数据的正确性,这些数据包括裂变产物产额、半寿命、分支比、衰变方式、发射β     

基于严格两步法的停堆剂量率计算程序的基准分析

基于蒙卡程序cosRMC的网格计数功能,开发了以严格两步法为核心的停堆剂量率计算程序,通过耦合粒子输运计算和活化分析计算,精确求解停堆剂量场。其中,采用ALARA程序开展活化分析计算,将程序应用于ITER诊断窗口计算基准题上,开展了充分的计算分析,并与其他严格两步法程序计算得到的停堆剂量率结果有较好的一致性。另外,由于聚变装置几何十分复杂,结构网格难以准确描述几何结构,往往一个网格包含多个栅元,此时网格的通量平均对停堆剂量率的精度会带来不好的影响,而非结构网格具有良好的几何适应性,因此,基于非结构网格对停堆剂量率程序作了进一步开发,并在基准题上开展计算分析,验证了程序基于非结构网格计算停堆剂量率的可靠性。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

核反应堆误停堆可靠性数字仿真

核反应堆误停堆可以用一般可靠性分析法加以分析和求解。当引起误停堆的基本部件含有寿命为非指数分布或任意分布的部件时，或失效树的规模比较大时，利用蒙特卡罗方法，对误停堆进行可靠性数字仿真将十分有效。尤其形成了系列化的可靠性仿真软件之后，利用这些软件分析系统可靠性将是非常便利的。     

CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析

停堆后的冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。CARR应急堆芯冷却系统是一套多功能、高度安全可靠的专设安全设施,它在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;在正常停堆和事故停堆过程中执行应急堆芯冷却功能;还执行应急热阱选择、系统供电方式、回路阻力分析、阀门开关设置等方面的处理,使系统在两种功能的切换中不需要人为操作,依靠流量的自动匹配来满足正常运行和事故运行的要求。体现了CARR的安全性、先进性和经济性。本文以核安全法规和导则为前提,以满足系统功能为基础,首先介绍了CARR应急堆芯冷却系统的功能、主要参数和流程。根据CARR的实际情况,对应急堆芯冷却系统的停堆冷却措施和典型事故进行了分析,论证了该系统是如何在正常停堆和事故停堆状态下实现非能动堆芯冷却的。     

10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统的设计

介绍了吸收球停堆系统的设计原则，分析了不同参数对系统设计的影响，并对吸收球停堆系统的最大可信事故进行了分析。分析表明，本吸收球停堆系统的设计能实现在任何工况下的启动和运行，不会发生失效。     

中国试验快堆（CEFR）典型事故工况下的瞬态分析

本文采用计算机仿真的方法，对我国首座试验快堆ＣＥＦＲ在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。计算结果表明，当保护停堆系统正常工作时，ＣＥＦＲ在所分析的事故下具有良好安全性。     

高温剪断式触发吸收球非能动停堆装置可行性分析

非能动停堆系统是事故工况下核能系统的重要安全保障。为保证和增强钍基熔盐堆核能系统的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,本文提出了钍基熔盐堆高温剪断式触发吸收球非能动停堆装置。利用Inconel 625合金在650-700°C力学特性发生陡降的特点,对高温剪断式触发结构——薄壁挡板进行设计,并通过Abaqus软件对其二维结构在事故工况下不同温度时的响应状态进行稳态、瞬态断裂模拟。模拟结果表明,当设定温度超过650°C且持续升高时,薄壁挡板会在4-10 s内发生断裂;在非事故工况下,若温度异常升高到670°C后随即降低时,薄壁挡板不会发生断裂。因此,在紧急事故工况时,设计的高温剪断式触发结构能够可靠剪断,确保第二停堆系统非能动触发,进一步提高钍基熔盐堆的安全性。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

一体化停堆快速经济

自从西屋公司应用它的一体化停堆程序以来，已经两年多了，该程序使得目前的一次换料停堆缩短到５０天，费用为２０００万美元或更好。不久的将来，将会实现更短的停堆时间和更少的费用。     

AP1000机组停堆运行

西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。     

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。     

中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点

停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一.冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响.CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却.停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段.3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点.停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势.     

CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套¹⁰B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350 s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为：坪区时3.5 MW,主安全块下降5 mm时209 kW,各部件外下限时4.8 kW,30 s时约60 W。