HFETR安全参数显示系统中安全参数的选择

根据ＨＦＥＴＲ（高通量工程试验堆）的安全分析报告，参照核电厂的安全法规，经过认真分析高通量工程试验堆在多年的运行中所发生的故障，事件和事故，将其安全功能划分为反应性控制，堆芯冷却，堆芯热导出，一回路压力边界完整性，放射性控制５个关键安全功能，根据这５个关键安全功能，选择了能够全在评估反应堆安全状态，代表高通量工程试验堆各安全功能的一组主特征参数。     

岷江试验堆低浓堆芯设计及安全分析

岷江试验堆(MJTR)由于高通量工程试验堆(HFETR)完成全堆低浓化后只能使用低浓燃料元件,为了使MJTR继续发挥其科研、生产、技术开发作用,本文设计了4种MJTR低浓堆芯,并对其进行了物理分析、稳态热工-水力分析及安全分析。分析结果表明,MJTR低浓化后,通过堆芯设计仍能满足任务要求,并能保证反应堆运行安全。     

应用模糊综合评定法评定反应堆操纵台人因设计水平

反应堆操纵台的人因设计水平是每个设计者必须考虑的问题。本文应用模糊数学中的模糊综合评定法对岷江堆和高通量工程试验堆临界装置操纵台上的开关，按钮，表盘和指示灯排列组合的人因设计水平进行了模糊综合评定，从评定结果中发现了两操纵台各自的优缺点，并提出了一些改进建议。     

高能量工程试验堆主控室的人因工程应用

应用人因工程原理对高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）主控室人－机接口，仪器设备及工作环境进行了技术改造；参照国际惯例，增设了反应堆安全参数显示系统，改善、加强了人、机的相互作用，提高了ＨＦＥＴＲ的安全性。     

高通量工程试验堆主控室的人因工程应用

应用人因工程原理对高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）主控室的人机接口，仪器设备及工作环境进行了技术改造；参照国际惯例，增设了反应堆安全参数显示系统。改善、加强了人机的相互作用，提高了ＨＦＥＴＲ的安全性。     

《高通量工程试验堆运行十年论文集》即将出版发行

为庆祝我国自行设计建造的高通量工程试验堆(HFETR)安全运行十周年,西南反应堆工程研究设计院特选编了《高通量工程试验堆运行十年论文集》,最近即将由四川科学技术出版社出版发行.该论文集     

高通量工程试验反应堆流量反转试验及其理论分析

本文叙述了单流程、由上而下的强迫冷却流动的压壳式高通量工程试验堆所碰到的停泵后的流量反转问题及其实验研究方法。确定了高通量工程试验堆在堆功率为250千瓦情况下发生流量反转是安全的。用等减速拟稳态理论模型对流量反转试验进行了理论预算和热工校核计算,与实验符合得较好。     

HFETR堆芯燃料管理计算方法的研究

研究了高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）堆芯燃料管理计算方法，以栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ４－ＣＮＰＲＩ和三维节块程序ＳＩＸＴＵＳ－３为基础，研制了ＨＦＥＴＲ堆芯燃料管理计算软件包ＨＦＥＴＲＦＭ。并对高通量工程试验堆首炉堆芯进行了计算，取得了令人满意的结果。     

高通量工程试验堆外电源失电停堆状况分析

高通量工程试验堆运行１５年来，由于外电源失电造成的非计划停堆４０余次。本文按三个时段对这种停堆状况进行描述，并就本堆作为一个特殊研究堆，分析外电源失电造成的停堆次数对反应堆安全的影响，同时也提出尽量减少这种影响的建议与措施。     

高通量工程试验堆外电液失电停堆状况分析

高通量工程试验堆运行１５年来，由于外电源失电造成的非计划停堆４０余次。本文按三个时段对这种停堆状况进行描述，并就本堆作为一个特殊研究堆，分析外电源失电造成的停堆次数对反应堆安全的影响，同时也提出尽量减少这种影响的建议与措施。     

遗传算法在HFETR堆芯优化设计中的应用

研究遗传算法在HFETR堆芯优化设计中的应用。计算程序中部分参数采用岷江试验堆堆芯优化程序中已采用的参数，计算方法上引入了对称变异算子与虚拟堆芯技术。虚拟堆芯技术的引入减少了获得优化方案的计算时间，而对称变异算子的应用增加了优化方案的工程实用性。从优化结果可以看出，转换比与同位素总产量都可提高10％以上，优化堆芯装载方案对称实用。满足工程要求。     

高通量工程试验堆（HFETR）安全运行十周年

HFETR 自1980年12月16日达到满功率起,至今已安全运行十周年。十年来,本堆累计运行22炉,完成辐照试验任务47项,研制并生产了十多种高比活度同位素,获得了大量科技成果;同时,在反应堆运行与维修、堆物理、热工、辐照试验、辐照效应研究、辐射防护、环境监测与评价、放射化学、辅射加工等领域积累了较丰富的经验。运行十年的历史证实,HFETR 设计是成功的,不仅在辐照试验方面具有很大的潜在能力和灵活性,而且反应堆系统和重要安全设备运行安全可靠。目前,HFETR 正处在壮年时期,应加强开发利用,使其为四化,特别是为发展核电做出贡献。     

我国第一座脉冲堆首次物理启动

本文介绍了我国第一座脉冲反应堆(PRC-1)首次装料和物理启动的特点和实验结果,以及为保证PRC-1首次物理启动的安全所采用的措施。实验证明,本堆性能良好,各项技术指标均达到了设计的预期目标。     

高通量工程试验堆出口管道焊缝破口频率计算

近年来,国内外进行多项研究堆概率安全分析,其中管道破口导致的失水事故是堆芯损坏的重要风险来源。本文参考管道破口计算程序PRAISE(Piping Reliability Analysis Including Seismic Events)方法,选取压力壳型研究堆——高通量工程试验堆(High Flux Engineering Test Reactor,HFETR)的运行工况,对其反应堆冷却剂出口管道的焊缝进行分析,得到运行中该处焊缝发生各类破口的频率。     

Nuclear power development in market conditions with use of multi-purpose modular fast reactors SVBR-75/100

This article presents an innovative nuclear power technology, based on the use of modular type fast-neutron reactors SVBR-75/100 having heavy liquid-metal coolant, i.e. eutectic lead–bismuth alloy, which was mastered in Russia for the nuclear submarines’ reactors. Reactor SVBR-75/100 possesses inherent self-protection and passive safety properties that allow excluding of many safety systems necessary for traditional type reactors. Use of this nuclear power technology makes it possible to eliminate conflicting requirements among safety needs and economic factors, which is particularly found in traditional reactors, to increase considerably the investment attractiveness of nuclear power based on the use of fast-neutron reactors for the near future, when the cost of natural uranium is low and to assure development of nuclear power in market conditions. On the basis of the factory-fabricated “standard” reactor modules, it is possible to construct the nuclear power plants with different power and purposes. Without changing the design, it is possible for reactor SVBR-75/100 to use different kinds of fuel and operate in different fuel cycles with meeting the safety requirements.     

状态报告管理在HFETR上的应用分析

状态报告是核电厂开展经验反馈的基础,通过学习和借鉴核电厂状态报告管理方法可以完善高通量工程试验堆(HFETR)的经验反馈制度,提高HFETR运行的安全性和日常运营管理水平。本文首先对核电厂状态报告体系开展了初步的分析;然后结合HFETR运维管理水平分析了相应的状态报告实施策略和组织接口,建立了HFETR状态报告事件分级准则,并完成了相关事件分级工作;最后本文为HFETR实际实施状态报告开发出模板,建立了状态报告流程,并提出了后续工作的重点内容。本文的研究为推动HFETR建立状态报告管理体系奠定了基础。     

HFETR控制棒钴吸收体安全性分析研究

高通量工程试验堆（HFETR）控制棒钴吸收体入堆至今已经20余年,本文对59Co的燃耗以及其燃耗对控制棒价值的影响进行了分析计算,结果表明,9#～14#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为4.02%和5.45%,4#和7#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为6.45%和10.38%;考虑钴吸收体燃耗的影响,9#～14#控制棒价值几乎不变,4#和7#控制棒价值下降0.15βeff（对于HFETR,1βeff=0.0071）;钴吸收体的燃耗使得堆芯次临界度下降0.16βeff,而反应堆的停堆棒位几乎不变,因此HFETR控制棒钴吸收体是安全的,且其燃耗对钴吸收体控制棒价值的影响较小,不影响反应堆的安全运行。      

高通量工程试验堆物理计算方法的研究

研究了高通量工程试验堆堆芯栅元计算模型 ,特别是多层套管燃料组件的计算模型 ;提出了控制棒扩散系数修正方法 ;开发了栅元计算程序WIMS D4 CNPRI和六角形堆芯扩散计算程序CITATION/SIXTUS 2 / 3软件包 ,并成功的将它们用于高通量工程试验堆的物理计算。     

Intrinsic Safety of Future BN-800 Based Nuclear Technology

More than 40 years of experience in performing research and development work and operation of fast sodium-cooled reactors is analyzed. It is shown that such reactors possess a system of intrinsic safety properties, making possible long-time reliable operation and reducing to a minimum the consequences of an accident.A BN-800 unit under construction with the core switched to nitride fuel can serve as a basis for nuclear technology with intrinsic safety in accordance with the requirements of the strategy for the development of nuclear power in Russia in the first half of the 21st century.