快堆用钠的除钙技术

本文叙述了商业级钠在充入钠净化回路Ｍｕｌｔｉｐｕｒｐｏｓｅ Ｓｏｄｉｕｍ Ｐｕｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ Ｌｏｏｐ之前的除钙技术。处理后的钠中钙杂质含量由的约０．０４％－０．０５％降 ０．０００５％以下，达到堆级钠纯度标准。     

布雷顿循环系统隐式求解二氧化碳偏导物性推导与评价研究

为提高超临界二氧化碳（S-CO2）布雷顿循环方程的求解精度,需采用全隐式或半隐式差分格式对流体守恒方程进行离散求解,而偏导物性对于隐式求解不可或缺。本研究将评价目前最典型的二氧化碳气体状态方程在全参数范围内的准确性,在此基础上通过Maxwell方程推导二氧化碳气体的偏导物性关联式,并采用定义值评价其闭合性。研究结果表明：(1)SW方程在亚临界与超临界区域内准确度最高,误差保持在3%以内;(2)在SW方程以及Maxwell方程的基础上推导了温度为216～1100 K、压力为0～800 MPa时,二氧化碳气体偏导物性(?h/?ρ)p、(?h/?p)ρ的关联式;(3)(?h/?ρ)p、(?h/?p)ρ绝大多数数据点的误差都保持在±0.01%以内,在临界点附近误差稍有增大,(?h/?ρ)p的最大误差为0.373%,(?h/?p)ρ的最大误差为-0.798%。     

中国核动力研究设计院研究堆安全分析

本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较，重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较，中国脉冲具有良好的安全性，安全性远比岷江试验堆和高通量工程试验堆好；高通量工程试验堆由于建造时间早，功率规模大，风险程度比岷江试验堆高。因此，必须加强高通量工程试验堆安全整治，才能确保该反应堆运行安全。     

用灰色系统理论预测环形通道内液钠的临界热流密度

用灰色系统理论对在两台液钠沸腾实验回路上测得的实验数据进行了钠沸腾临界热流密度（CHF）值影响因素的灰色相关分析,并用GM（1,1）模型对CHF进行预测,选用GM（1,h)模型对CHF进行了建模,计算及预测结果与实验值符合较好。     

钠沸腾噪声探测研究

文章叙述了钠沸腾噪声探测研究进展,建立了离线和在线均可进行的高频和低频信号采集和处理系统,引进、开展、改进和编制了信号处理、故障诊断、事故报警和自回归模型分析等软件包。应用这些硬软件对水和钠沸腾噪声进行了探测和分析。结果表明,沸腾噪声信号的自功率谱密度(APSD)的幅值明显大于沸腾时的值,用自回归模型判别因子分析,可实现钠沸腾在线实时诊断和监护。     

核级金属钠中微量氯的分析

研究建立了快中子反应堆冷却剂钠中微量氯的分析方法。该法采用真空蒸馏将氯从钠基体中分离,消除了钠基体对微是氯的测定干扰,在分析中可使用大量样品;本工作所采用的硫氰酸汞比色法,实际分析钠残渣中微量氯时的比色液空白值比国内类似比色方法的低,空白值受温度的影响亦小,提高了氯的测定准确度。钠中的含量低于１μｇ／ｇ时,测定精密度为３７％（ｎ＝１０）。高纯钠的氯重加回收实验结果表明：当钠中加入１５￣３０μｇ／ｇ     

超临界水热物性的快速计算方法

本文提出了一种快速而精确的查询表插值和公式计算相结合的超临界水热物性的计算方法,并编制了一个通用程序包,在确保精度的情况下,大大提高了物性计算的效率,能广泛应用于超临界水堆的安全分析程序中.     

雾状钠火钠滴燃烧比率的模拟及应用

将雾状钠火中钠滴的燃烧分成预燃阶段和燃烧阶段,利用雾状钠火程序计算得到钠滴燃烧比率和时间的关系曲线,分别用幂函数、指数函数和线性函数对曲线进行拟合,拟合效果较好。拟合函数中包含钠滴下落时间和钠滴最大燃烧比率等参数,这些参数可通过钠滴下落燃烧试验或雾状钠火程序计算得到。通过推导得到了雾状钠火燃烧和单个钠滴燃烧的关系,钠滴燃烧比率的拟合函数被用来模拟雾状钠火燃烧的过程,包括用于计算已燃烧的钠质量、空气中未燃烧的钠质量、进入钠池的钠质量和雾状钠火的燃烧速率。当雾状钠火燃烧过程中钠泄漏流量恒定不变时,空气中未燃烧的钠质量和钠泄漏流量呈正比,雾状钠火的燃烧速率和钠泄漏流量呈正比。雾状钠火的燃烧速率和钠火造成的事故工艺间内的温度与压力变化直接相关。雾状钠火的燃烧速率被用来求解钠气溶胶的生成速率、钠燃烧火焰层和空气之间的传热、钠燃烧火焰层和墙壁之间的传热。总之,使用简单的函数模拟钠滴的燃烧比率曲线,将雾状钠火燃烧当成事故工艺间的热源和钠气溶胶源作为输入,便可模拟雾状钠火的整个燃烧过程,计算得到工艺间温度、压力和钠气溶胶浓度的变化。钠滴的燃烧比率曲线、雾状钠火的燃烧速率曲线还可与试验数据进行对比验证后作为雾状钠火模拟的输入,这种模拟方法可用于钠火事故安全分析中雾状钠火的模拟。     

钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究

建立了钠冷快堆的部件模型;将高次端点浮动法应用于求解钠冷快堆点堆中子动力学方程;将全隐二阶迎风差分格式应用于求解堆芯和中间热交换器的热工模型;对EBR-Ⅱ快堆无停堆保护失流事故（LOFWS）进行了分析计算,并将计算结果和NATDEMO程序的计算结果进行了比较,两者符合良好。最后以EBR-Ⅱ为例分析了主泵情转时间对快堆在失流工况下的固有安全特性的影响。     

钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性

采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型,选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式,编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行,模型简单,速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。     

中国实验快堆热钠池热分层现象研究

中国实验快堆(CEFR)在紧急停堆工况下,会在热钠池上部空间形成热分层现象。热分层出现后,由于上腔室底部存在大量的冷钠(相对而言),这将延缓一回路自然循环的建立。同时,冷钠的存在还会降低自然循环的流量,并对事故停堆后堆芯的冷却产生不利影响。因此,热分层现象应当引起广泛注意。从设备结构的完整性分析上看,快堆热分层现象的出现对堆容器和部分堆内构件是不利的,会使这些部件在结构内部形成明显的热应力,对堆的安全运行构成隐患。本文调研了国内外在该领域的研究状况,分析国外已有的实验研究和理论计算进展,并结合快堆现有的计算分析程序,对CEFR的热分层现象进行深入和较为全面的计算分析。通过计算分析可以看到,在全厂断电工况下,在热钠池的上部会初步形成稳定的热分层,分层界面位于中间热交换器入口的下方,但是热分层现象不会对堆的自然循环构成影响。     

冷却剂钠中微量碳分析方法的设计验证试验

钠中杂质碳对材料的物理和机械性能产生影响，因此，开展快堆研究的国家均建立钠中碳的标准，中国实验快堆（CEFR）一、二钠回路中杂质碳的质量标准分别为：w（C）≤20μg／g、W（C）≤30μg／g。     

物性参数对氟盐球床堆传热模型不确定性和敏感性的影响分析

为了确保氟盐球床堆堆芯传热模型的预测能力满足安全限制,研究了氟盐冷却剂的物性参数对堆芯传热模型不确定度和敏感性的影响。采用统计学不确定性评估方法,将氟盐冷却剂物性参数(包括动力粘度、密度、比热容、导热系数)作为输入参数,选取经典传热关联式作为计算模型,分析了努赛尔数(Nu)的不确定性及其对物性参数的敏感性程度。结果表明,无论氟盐物性参数的概率分布为正态分布或均匀分布,计算得到的Nu的平均值非常接近,其分布形式都接近正态分布;同时发现,动力粘度是物性参数中对Nu影响最大的参数,并且呈负相关;导热系数对Nu的影响为负相关,密度和比热容对Nu的影响较小且均为正相关。     

日本研究和试验堆的安全管理

介绍了日本研究和试验堆安全管理。作为一个例子，详细介绍了日本三号改建研究堆JRR-3的安全评价。     

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

液体燃料反应堆（简称溶液堆）与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析（PSA）技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。     

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念,并设计中采用了多重性,多样性、隔离、设备鉴定,质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。     

钠冷快堆失流失热阱并发事故的安全分析

本文对钠冷快堆失流失热阱并发事故工况下的瞬态过程进行了测算,对这类事故各个发展阶段的特点及其对快堆安全的影响进行了分析。     

500MW重水堆电站一台主泵停运后的瞬态分析

与早期的220MW重水堆相比，印度目前的500MW重水堆呈现了许多新的特性：为了评价这些新特性，如由两条回路、四台主循环泵和四个堆芯通道构成的主热循环系统，以及与主热循环系统相连的稳压器和给水、泄放系统之间的安全相关性，仿真模型的建立和瞬态分析是非常必要的、为了减少500MW重水堆主热循环系统体积膨胀和收缩以及避免瞬态过程中出现较低或者较高的压力，主热循环系统的压力控制系统由一个30m^3的稳压器以及与之相连的给水、泄放系统构成。一台主循环泵停止运行之后，另一条环路上相应侧的主循环泵也停止运行，在瞬态过程中反应堆功率阶跃下降。停止完好环路相应的主循环泵是为了避免造成两条环路流量和压力分布出现不对称。这就需要一个详细的瞬态分析来研究各个系统以及诸如稳压器、给水、泄放系统等辅助设施对于减轻事故后果所作的贡献。在质量守恒方程、动量守恒方程，能量守恒方程和状态方程的基础上，建立了500MW重水堆的所有主要部件和辅助系统的数学模型。所有相关的控制系统也都建立了模型，主热循环系统包括带有核燃料的反应堆堆芯、主循环泵以及由给水、泄放系统和稳压器组成的压力控制系统。除了各种蒸汽循环设备，二次侧系统主要包括蒸汽发生器、蒸汽发生器水位和压力控制部分。所有这些模型综合构成电站瞬态分析的计算程序。目前，已经采用该程序对某些瞬态进行了研究，以验证各种设计参数和控制定值。本论文研究了阶跃降功率和缓慢降功率两种情况下主热循环系统的详细数学模型，以及一台主循环泵瞬态时的参数变化。在反应堆功率缓慢下降的情况下，主冷却剂在蒸汽发生器传热管两端的温差很大，这可能被反应堆调节系统误判（认为是一个非常高的功率），由于高温差（蒸汽发生器传热管两端）信号而导致反应堆停闭。根据瞬态研究分析结果，为了使反应堆功率以较快的速度下降，避免出现高温差信号，建议采取阶跃降功率操作。     

日本研究和试验堆的安全设计及安全分析

核设施的基本安全政策是保护公众和现场工作人员的健康和安全，在正常运行和异常情况下避免不适当的放射性危害．日本研究和试验堆安全管理过程的执行是基于“核源材料，核燃料材料和反应堆管理法”。该法规定了核设施建造、施工，运行和退役许可证申请的基本规程．在日本原子力研究所(JAERI）建造了10座核反应堆和6个临界装置。它们被用于不同的用途，如核物理研究，反应堆工程和核安全研发、燃料和材料辐照试验，中子束实验、放射性同位素生产等．本文详细介绍了日本3号改建研究堆JRR-3的安全评价．     

不同湍流模型对铅-铋凝固模拟的影响研究

为了研究不同湍流模型及湍流普朗特数(Pr_t)模型对模拟铅-铋凝固行为的影响,利用FLUENT对铅-铋管内流动凝固行为进行模拟研究。研究结果表明,尽管剪切应力传输(k-ω SST)模型、k-ε模型与雷诺应力(RSM)模型在模拟铅-铋传热时的差异可以忽略,但在相变过程中对温度场与压力场的模拟存在显著差异,应慎重选取湍流模型。另外对不同Pr_t模型对铅-铋的凝固行为模拟的研究表明,不同Pr_t模型对铅-铋的凝固行为模拟无明显差异。