重水研究堆（HWRR）2002年年度报告

1 反应堆运行时间和释放能量 反应堆运行功率为7.0～7.4MW,安全运行4082h,总释放能量为1179.32MW·d。每月运行情况列于表1。     

重水研究堆（HWRR）2006年年度报告

1反应堆运行时间和释放能量 反应堆运行功率为6500-7300kW，安全运行3082h，总释放能量为884．6MW-d。每月运行情况列于表1。     

重水研究堆(HWRR)2004年年度报告

1反应堆运行时间和释放能量反应堆运行功率为6.5～7.3MW,安全运行4758h,总释放能量为1400MW·d。每月运行情况列于表1。表1重水研究堆(HWRR)2004年运行情况月份运行时间/h释放能量/(MW·d)2495144348714244631355487142624872743813183901179468140103561031112466460139.8134.     

49-2游泳池式轻水反应堆2018年度运行年报

正1反应堆运行生产情况运行人员:现有值班长8人,操纵员4人;新晋升值班长2人,新晋升操纵员0人;学习的值班长0人,学习的操纵员4人;调出值班长0人,调出操纵员0人。运行情况:开堆12次;非计划停堆0次;运行1 649.1h;释放能量为210.9MW·d;最大功率为3.5 MW。一回路水:pH为5.6～     

中国先进研究堆2019年度运行年报

<正>1反应堆运行情况中国先进研究堆(CARR)2019年超额完成年度运行计划,年度累计功率运行58天,最大稳定运行功率约为40MW,总释放能量约为1 233.75MW·d。本年度顺利完成了ITER靶件堆内辐照考核、8#-02靶件辐照任务。反应堆运行过程中还进行8#-01靶件辐照、3#靶件辐照、ALN靶件、中子散射实验装置调试等实验。2异常、故障和事故情况本年度开堆期间发生一次非计划停堆事件。     

49-2游泳池式轻水反应堆2019年度运行年报

<正>1反应堆运行生产情况运行人员:现有值班长8人,操纵员8人;新晋升值班长0人,新晋升操纵员4人;学习的值班长0人,学习的操纵员4人;调出值班长0人;调出操纵员0人。运行情况:开堆15次;非计划停堆2次;运行2 470.4h(3.5MW);释放能量为360.1MW·d;最大功率为3.5 MW。一回路水:pH为5.6～6.0,电导率≤2.0μS/cm;保存水池:pH为5.5～     

游泳池式轻水反应堆（SPR）运行年报

1 SPR运行情况 2003年, SPR堆大功率开堆6次,非计划停堆11次,总运行1 098.183 h, 释放能量159.442 MW·d,最大功率3.5 MW。一回路水pH=5.8,电阻率为62.5104 W·cm;保存水池pH=6.5,电阻率为15104 W·cm。废气(41Ar)排放量1.308107 m3,活度为0.206 3 TBq; 一回路水损耗11.25 m3     

重水研究堆(HWRR)2005年度报告

1反应堆运行时间和释放能量反应堆运行功率为6500～7300kW,安全运行4126h,总释放能量为1212.8MW·d。每月运行情况列于表1。2科研生产及检修情况1)辐照同位素388罐;辐照单晶硅4000kg;2)开展中子衍射等物理实验工作;3)第1批(2根)特种靶件达到考验要求并出堆,完成靶件切割,运至25室热室。第2批2根特种靶件入堆辐照考验;4)按计划完成二次循环水系统技改工程土建、设备安装、调试工作,并于12月通过初步验收;5)完成《重水研究堆安全分析报告》(B版)的修订和审查;6)配合国家核安全局对重水研究堆进行的安全再审查工作;7)完成《101堆最终安全停闭…     

游泳池式轻水反应堆2008年运行报告

1有关数据 运行人员：现有值班长8人,操纵员11人;新晋升值班长2人,新晋升操纵员3人;学习的值班长3人,学习的操纵员1人;调出值班长0人;调出操纵员0人。运行情况：开堆10次;非计划停堆19次;运行2165．81h;释放能量为309．449MW&#183;d;最大功率为3．5MW。     

5MW低功率堆72小时满功率运行试验

本文介绍了5MW 低功率堆(5MW LPR)满功率连续运行概况及运行经验。试验结果表明,反应堆本体及各工艺系统性能均达到设计要求,可正常运行,并且本堆有较大的热工安全裕度。     

10MW高温气冷实验堆电力系统

10MW高温气冷堆电力系统是为保障反应堆完成其安全目标和运行目标而设置的重要系统,本文介绍了10MW高温气冷堆电力系统的组成结构和配置,描述了电力系统在不同工况下的运行方式。     

15MW脉冲堆用作自持式船动力源的可行性研究

早在20世纪80年代初，Hewitt就提出了建立低功率固有安全反应堆的构想，用来装备“小”的常规潜艇，使其具有不需要空气的能力。构想的这个系统拟采用通用原子公司(GA)的商用脉冲堆燃料(UZrH1.6)，最大运行功率为1．5MW。     

重水研究堆（HWRR）2001年度报告

1 反应堆运行时间和释放能量 反应堆运行功率为7.0～7.4MW,安全运行3 340h,总释放能量为966.3MW·d。每月运行情况列于表1。 表1 重水研究堆（HWRR）2001年运行情况2 科研生产情况 1）辐照同位素217罐;辐照单晶硅6597kg。 2）钼锝生产。 3）完成高性能燃料元件堆内瞬态试验。 4）进行中子衍射等物理实验研究。 5）重水泵甲解体检修,并检查其入口过滤器。 6）维修风机。 7）更换新燃料21组。 8）向堆芯加入重水一次,共53kg。 9）开盖疏通热交换器甲、乙二次水传热管道。 10）检修47＃、48＃应急机组。 11）换重水净化系统树脂柱。3 三废排放 烟囱排放气体:41Ar为3.347×1014Bq;3H为5.666×1011Bq;总β为 2.525×106Bq。4 人员剂量情况 集体剂量为309.77mSv;平均剂量为3.04mSv;个人最大剂量为28.44mSv。5 燃料组件情况 堆芯装载68根;保存水池274根:库存新组件178根。6 运行人员情况 调出高级操纵员1人,调出操纵员1人:现运行人员共25人,其中,值班长10人,操纵员15人,学习操纵员2人。7 接待参观情况 接待参观人员共1000余人次。     

热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。      

铀氢锆反应堆脉冲参数分析

介绍了铀氢锆反应堆计算模型和程序，分析了反应性引入速率，反应性引入量，燃料瞬发负温度系数，燃料热容和瞬发中子寿命对脉冲参数的影响。计算结果表明，脉冲峰功率与反应性引入量的平方成正比；一次脉冲释放能量与反应性引入量成正比；燃料元件热容随燃料温度变化，脉冲峰功率和释放能量随燃料热容增大而增大。     

18 秦山三期破损燃料棒束公路运输

秦山三期两台机组投入运行以来，陆续出现了燃料破损，为了保证反应堆安全稳定运行，进一步减少裂变产物向一回路的释放，将燃料破损率减少到最小程度，需要将两只破损的燃料棒束运输到中国原子能科学研究院进行破损燃料热室检验和分析。     

中国先进研究堆2018年度运行年报

正中国先进研究堆(CARR)2018年圆满完成年度运行计划,年度累计功率运行81d,最大稳定运行功率约30 MW,总释放能量约1 524 MW·d。其中,7月25日至8月7日之间连续运行14d,创造了CARR建成以来连续高功率稳定运行新纪录。     

美国核学会的标准工作

美国核学会几乎在一成立后就关心核标准的制定工作。早在1956年11月,就成立了标准委员会。到1957年4月已肯定下来需要制定标准的就有7个方面,它们是:反应堆分类、反应堆的环境、反应堆运行人员的质量鉴定、反应堆运行、估算能量和裂变产物释放量的方法、反应堆动力系统的设计、以及反     

1500MW驻波堆控制系统仿真研究

本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型。包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷池模型、热池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道模型、泵模型以及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的控制棒驱动机构和功率调节系统模型,并基于这些模型构建了1 500MW驻波堆的仿真模型。通过调研国外现有快堆的控制运行方案,并结合驻波堆自身特点,文中提出了1 500MW驻波堆适合采用"堆跟机"的运行方案,分别给系统添加反应性扰动、一回路流量扰动、二回路流量扰动以及负荷扰动,对提出的"堆跟机"运行方案进行仿真分析,仿真结果表明1 500MW驻波堆采用"堆跟机"方案时各参数满足理论要求,反应堆运行情况良好,此方案可作为1 500MW驻波堆的运行方案。     

反应性加入速度和中子源强度对临界事故规模的影响

在没有中子源或中子源强度很弱的核系统中,由于意外发生的临界事故(核闪变)释放的能量远大于反应堆动力学的预估值,为了给反应堆运行启动程序的制定和减小临界事故规模提供参考,本文建立了核闪变能量释放模型.在引发第一个持续裂变链的时间分布的基础上,从理论上推导出核闪变峰内能量释放与中子源强度.反应性加入速度的关系.结果表明:中子源强度越小,反应性加入速度越大,事故规模越大.