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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. 相似文献
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CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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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。 相似文献
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中国先进研究堆(CARR)应用设计及其规划 总被引:2,自引:0,他引:2
中国先进研究堆(CARR)是一座多用途、高性能指标的研究堆,CARR采用反中子阱型堆芯结构,便于提供更多的空间进行水平中子束流孔道和垂直辐照孔道的布置,满足多用途的需要。CARR综合应用研究平台建成后,具备开展中子敢射实验研究、燃料和材料性能研究、在线中子活化分析、中子照相、硼中子俘获治疗癌症、放射性同位素及单晶硅中子掺杂研发以及核能和核技术人才教育培训等的能力。本文就CARR可能开展的主要应用以及与应用有关的物理设计、结构设计及配套系统设计进行了简要介绍。 相似文献
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CARR全堆芯流致振动试验是在CARR堆1:1试验模型上,进行堆内构件流致振动试验,属于工程验证试验。CARR堆与压水堆结构不同,堆芯结构较小,柔性件更多,流场复杂,堆芯流速高,流致振动问题较为突出,因此,通过流致振动试验确定堆内各重要构件的振动特性和在各种运行工况下的流致振动响应(频率、应变、振幅),找出本体结构设计的薄弱环节,以便为可能的设计修改提供参考依据,按照有关规范评定各部件在设计寿期内因流致振动而产生的疲劳特性以及为安全评审提供重要依据。 相似文献
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49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。 相似文献
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中国先进研究堆矩形通道流场数值计算分析 总被引:1,自引:1,他引:0
通过SIMPLE数值方法,编制程序,对中国先进研究堆(CARR)全流道进行流场数值模拟.采用对CARR的单个冷却剂通道进行单相水的数值传热计算,并递增地改变流道入口流速,计算获得与入口流速对应的流道速度场与温度场分布,展现其变化规律,分析入口流速对流道热工水力参数分布的影响.采用所编制的程序,对板式燃料组件构成的窄矩形通道进行数值模拟,由此来确定热工水力设计需要的一些反应堆安全参数.这些安全参数为反应堆事故监测系统提供必要的热工过程状态信息,也为CARR提供必要的数据参考. 相似文献
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《Annals of Nuclear Energy》2005,32(4):379-397
In this paper, two-phase flow instability in natural circulation loops of China Advanced Research Reactor (CARR) has been investigated. CARR is a low pressure and low power density research reactor. A natural circulation instability analysis model is developed for the natural circulation loop of CARR. The homogeneous flow model is used to establish the system control equations. The non-uniform heating and subcooled boiling heat transfer is included. The accumulation heat of the wall is also included. Numerical method of Gear is employed to solve the system equations documented in terms of ordinary differential equations. According to the calculation results, stability maps of the natural circulation loop, which confirm the presence of an instability region under the conditions of low equilibrium quality in the outlet and low pressure, are obtained. It is a special kind of density wave oscillation (DWO) that occurs in very low equilibrium quality region with the characteristics of geysering and ‘Type-I’ DWO at the same time. The calculation results show such oscillation course clearly. The variations of the mass flow rate, the pressure drop and the boiling boundary are analyzed separately. Especially, the phase-space trajectory of the boiling boundary and the mass flow rate is discussed. Finally the oscillation frequency is discussed. The calculated results have important significance for the safety operation and accidental analysis of CARR. 相似文献
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Algirdas Kaliatka Eugenijus Uspuras Georgij Krivoshein 《Nuclear Engineering and Design》2010,240(5):1242-1250
The main problem in nuclear energy is providing of safety at all stages of lifetime of nuclear installations in conditions of normal operation, accidents and at shutdown. Ignalina NPP, located in Lithuania, is one of the latest with RBMK reactors at highest capacity. Ignalina NPP has two units, both are closed for decommissioning now (in 2004 and 2009). Both units are equipped with RBMK-1500 reactors, the thermal power output is 4200 MW, the electrical power capacity is 1500 MW for each. In RBMK-1500 reactor the fuel assemblies remain for long time inside reactor core after the final shutdown. The paper discusses possibility of heat removal from the RBMK-1500 core at shutdown condition by natural circulation of water (1) and air (2) inside the fuel channels. In first case the decay heat from fuel assemblies is removed due to natural circulation of water and the piping above reactor core should be cooled by means of ventilation in the drum separator compartments. To warrant free access of air in to fuel channels (in the second case) the reactor cooling system should be completely dry out and the pressure headers and the steam discharge valves in steam lines should be opened. If mentioned conditions will be fulfilled, the reactor core will be cooled by natural circulation of water or air and fuel rods remain intact. 相似文献
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以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。 相似文献