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。     

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。     

IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究

非能动停堆装置可以大大提高钠冷快堆在无保护瞬态事故下的安全性,开展相关研究是十分必要的。采用居里点磁性合金的自动作停堆装置是目前国际上研究的主流装置之一。本文基于中国实验快堆(CEFR)的基本参数对采用居里点磁性合金的自动作停堆装置(Self-Actuated Shutdown System,简称SASS)的居里点温度预设值进行了研究。利用三维CFD程序采用大涡模拟的方法对安全棒附近的出口钠温进行计算分析,得到了温度振荡的幅度和频率,从而估算出居里点磁性材料正常工作的温度范围,确定了居里点温度预设值的下限。采用系统分析程序针对CEFR的无保护失流事故和无保护超功率事故进行分析,对居里点温度预设值的上限进行了评估,综合得出了居里点温度的预设值范围。本文通过以上工作,得出了一套居里点温度预设值的确定方法,对池式钠冷快堆的非能动停堆系统设计具有一定的指导意义。     

海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究

在规模因子为1/45的海水淡化堆综合模拟实验装置上,开展海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究。验证海水淡化堆非能动安全系统能够保证在诸如全场断电等事故导致紧急停堆后堆芯余热的有效导出,分析系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对非能动余热排出实验进行模拟分析,结果表明RELAP5/MOD3.2程序能够较好模拟海水淡化堆非能动安全系统的非能动余热导出过程,计算结果与实验结果符合较好。     

实验快堆自然循环和衰变热排出系统计算程序DHRSC

一、前言实验快堆设计必须具有非能动安全特征,这是近几年来快堆设计中一种明显的新进展。所谓非能动安全,指的是不依赖外界机械或电力而依靠自然规律和材料特性完成其功能的安全特征。非能动衰变热排出功能是十分重要的快堆安全特征之一。     

快堆非能动安全研究发展概况

近年来,在美国快堆研究计划中,提出了一种实现快堆安全目标的新概念,就是以“纵深防御”思想为基础的“非能动安全”(Passive Safety)概念,强调应用非能动的机理保护反应堆和公众的安全,而不是依靠增加能动的专设安全设施。本文扼要介绍有关快中子反应堆“非能动安全”研究的发展概况。     

中国实验快堆2018年度运行年报

正中国实验快堆(CEFR)热功率为65 MW,试验发电功率为20 MW,首炉燃料使用UO2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统,并首次设立独立的非能动事故余热排出系统。2018年反应堆处于冷停堆运行状态,继续进行大修遗留工作及大修调试工作,完成系统恢复与功能鉴定,完成3次开堆前检查和常规岛热态运行,对开堆强相关项进行处理和验证,实现冷停堆运行工况下的全厂安全稳定运行。     

多孔介质方法在池式快堆系统分析软件SAC-CFR三维钠池计算模型中的应用

为准确分析池式快堆热钠池内的热工水力学特性,在已开发出的用于池式快堆系统分析的钠池三维计算模型的基础上,应用多孔介质方法建立钠池内中间热交换器、主泵、事故热交换器及屏蔽柱模型,完成了含有多孔介质模型和复杂几何边界的钠池三维计算模型开发。将该模型嵌入池式快堆系统分析软件SAC-CFR后,分析了中国实验快堆在稳态运行和紧急停堆工况下钠池内的流场分布,初步证明了所采用的多孔介质模型的合理性,为下一步非能动余热排出系统模型的开发做准备。     

对于非能动压水堆核安全监管要求的变化

本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析.13项重要的改变涉及:非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于非能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题.     

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。     

钠冷快堆中安全棒落棒过程的水力计算

安全棒及其驱动机构是钠冷快堆中的紧急停堆系统,其落棒时间一直是钠冷快堆安全设计关注的重点之一。本文利用一维水力管网方法对中国实验快堆中的安全棒系统落棒过程开展了详细的建模和分析,得到了安全棒在落棒过程中的位移、速度、加速度与时间的关系,并与中国实验快堆调试试验结果进行了对比。同时,基于该方法开展了中国实验快堆安全棒落棒时间与冷却剂流量及温度的敏感性分析及研究。     

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。     

铅基快堆关键热工水力问题研究综述

铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统，在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势，具有良好的非能动安全特性和经济性，且有利于实现小型化，是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型，指出了小型化是铅基快堆的发展方向，同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题。针对热工水力关键问题的5个方面，即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析，对国内外研究现状展开了分析，总结了当前研究成果，并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈。本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导。     

CEFR控制棒驱动机构抗震试验中力学问题的几点考虑

控制棒驱动机构在地震情况下保证及时落棒插入堆芯安全停堆，是中国实验快堆（CEFR）抗震安全的重要保证，是核安全局特别关注和重点审评的重要问题之一，同时也是CEFR取得装料许可证的必要条件之一。为了验证控制棒（包括安全棒、补偿一调节棒）驱动机构在地震情况下的落棒功能及落棒时间，中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部委托核动力研究设计院完成了CEFR控制棒驱动机构抗震试验，快堆工程部做了技术上的论证和配合。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力，以及非能动余热排出系统功率随时间的变化，论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明，CIP在发生全厂断电事故后，完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热，保证反应堆的安全。     

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统（PRHRS）主要是为应对全厂断电（SBO）事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP5 4.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明：在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。     

快中子反应堆非能动停堆系统中控制棒驱动杆磁性连接件的设计与有限元分析

为确保快中子反应堆的安全运行,提出了一种非能动性的智能触发停堆系统,完成了对该系统中的永久磁铁的设计,采用ANSYS软件对永久磁铁进行热分析并进行安全评估,验证了该系统的安全性和有效性.     

非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性研究

将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模,对主冷却剂泵卡转子事故和冷管段小破口失水事故进行瞬态计算和分析研究。计算结果显示,该非能动安全系统能够满足选取的3种反应堆事故的安全要求,验证非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性。非能动余热排出系统热交换器的面积增大后,能有效地导出包层衰变热;增大堆芯补水箱的容积对增大反应堆安全裕度有明显效果。     

超临界水堆与先进沸水堆安全特性差异性分析

超临界水堆和先进沸水堆在结构和原理上存在很多相似点,但在安全特性方面存在一定的差异性。本文通过对比分析超临界水堆和先进沸水堆两个堆型来研究它们安全特性的差异性,研究结果表明:超临界水堆由于不存在汽水两相,不会发生偏离泡核沸腾现象,又因为采用的是非能动和能动相结合系统,具有较好的安全特性;和相同功率的先进沸水堆相比,其比焓高,流量低,泵消耗功率低,压力下降速率更快,消耗的核燃料低;超临界水堆安全系统与先进沸水堆安全系统虽然都采用了非能动安全系统和能动系统,但在超临界水堆能动安全系统中,其压力控制系统控制速度较快,而非能动控制系统则较为稳定。