CARR重水箱设计

CARR重水箱（图1）是堆本体的关键组成部件。重水箱作为CARR的重水反射层容器，是重水压力边界的一部分，并为反应堆提供慢化剂。堆芯容器、2根停堆安全棒、水平孔道和垂直孔道等设备均通过重水箱安装定位。     

CARR导流箱的设计改进与进展

CARR导流箱是堆本体结构的重要部件,位于堆水池中水面以下约10 m处,主回路冷却剂管道直接与其相连,底部支撑堆芯容器的上端,上盖板组件上固定有19根垂直孔道和2根安全棒导管。     

中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点

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.     

中国先进研究堆稳态自然循环能力分析

针对中国先进研究堆(CARR)的结构和运行特点,开发了CARR自然循环能力计算程序,计算得到了不同池水温度条件下CARR自然循环能力,并分析了池水温度对CARR自然循环特性的影响:自然循环冷却剂流量随池水温度的升高而增大,但自然循环能力(带走的堆芯功率)随池水温度升高而降低.基于理论推导和程序计算结果,提出了一个适用于预测不同池水温度下CARR自然循环流量和堆芯功率的简单关系式,该关系式预测值与程序计算结果误差小于±10%.     

中国先进研究堆停堆冷却策略

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。     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

CARR堆芯容器主筒体双道密封验证试验

CARR堆芯容器主筒体为反应堆冷却剂压力边界的一部分，它与膨胀节组件、重水箱组件等其它零件保证了压力边界的完整性。在本部分压力边界中，堆芯容器主简体和膨胀节法兰、重水箱下封头底座连接处的密封为压力边界最薄弱的部分，所以，此处的密封结构和密封圈的性能就尤为重要。为此，做了如图1所示的模拟验证装置。     

CARR堆芯容器辐照监督用装置的设计

CARR堆芯容器是堆本体中极为关键的部件，采用材料为6061-T6A1。设计寿命10年。通常条件下，壳体的完整性是不会发生破坏的，但在反应堆运行期间堆芯容器要经受较强的热中子辐照，随着热中子注量的增加，壳体用铝材的机械性能将发生劣化，如屈服强度将增加，断裂韧性将下降。特别是材料变脆后，可能导致壳体的完整性受损，而设置辐照监督装置（图1）的目的就是为了检测堆芯容器用材料在寿期内各项性能是否满足设计使用要求。     

CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。     

事故情况下RBMK主系统的热工水力性能

高通道功率反应堆（RBMK, Reactor Bolshoy Moshchnosty Kipyashiy）是沸腾轻水冷却、石墨慢化的热堆。使用低富集度的铀燃料棒组成18根一组的承压燃料通道（FC）。锆一铌合金包壳将冷却剂通道密封起来以保持冷却剂压力，并植入具有方形截面的块状石墨中。1600多个植入了燃料通道的石墨堆栈构成了堆芯，通过一个不锈钢箱体封装进反应堆承压容器内。     

中国先进研究堆堆芯流量分配计算

针对中国先进研究堆(CARR)正常运行强迫循环工况和自然循环工况下堆芯内冷却剂流动方向相反的特点,开发了堆芯流量分配计算程序。程序针对这两种运行工况进行了全堆芯的数值模拟,得出堆芯流量分配计算结果和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场。计算发现两种工况下堆芯内各通道的流量份额变化不大,表明流量分配主要取决于通道几何形状和尺寸,基本可以忽略功率分布不均的影响。     

超临界轻水堆安全系统设计

本文描述了高温超临界压力轻水堆（Super LWR）的安全系统设计概念,该堆具有向下流动的水棒。因为该Super LWR是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统,所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量,而轻水堆（LWR）的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说,“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒系统加强了这种效应,因为顶部水室和水棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水供给堆芯。Super LWR的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到其自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注人系统来保持,“冷却剂排出”则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。Super LWR配备有两套独立的停堆系统：紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。     

中国先进研究堆(CARR)回路系统总体设计特点

研究堆设计不同于核电站,因需要满足不同的使用要求,而具有各自的特点,CARR也不例外。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作慢化剂的研究堆,因此CARR回路设计围绕堆本体以反应堆冷却剂系统和重水冷却系统为主体共设置了18条回路系统,本文就CARR回路系统的总体设计特点进行了总结与介绍。     

板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究

板状燃料元件用于研究堆中表现出良好的辐照性能。通过对国内外一些使用板状燃料元件研究堆堵流事故实例的调研,发现板状燃料元件板间的栅距通常很小,堆芯冷却剂流道狭窄,堵流事故的发生大都由异物进入流道或燃料肿胀引起。选取中国先进研究堆(China Advanced Research Reactor,CARR)作为特征研究对象,采用RELAP5/MOD3.2热工计算程序,对CARR堆芯、堆本体、单盒组件、堆外冷却回路等进行了热工水力模拟计算,结果表明:当反应堆功率提升时,堵塞的流道内燃料组件温度上升,冷却剂开始发生沸腾,功率会发生明显波动。通过中子注量率与功率的监控以及燃料温度的分析,有助于及早探知和预防堵流事故的进一步发展扩大。     

对CANDU6型核电厂应急堆芯冷却系统抗震设计要求的思考

1CANDU6堆应急堆芯冷却系统的抗震设计要求CANDU堆是用天然铀作燃料、用重水作慢化剂和冷却剂的一种反应堆（见图1）。堆芯的压力边界是由数百根直径为10cm的压力管组成，每个压力管内装有12或13根短的燃料棒束（0．sin）在墨厚为0．44cm压力管的外边套有厚为014cm的排管容器排管，在排管容器排管和压力管之间是隔热的充气环形气隙，用来减少传至侵化剂的热量损失。重水冷却剂流经压力管带走核裂变产生的热量，而排管容器排管浸泡在重水慢化剂中。应急难芯冷却系统（ECCS）是一旦出现冷却剂装量减少到不能保证燃料冷却时用于冷却难内…     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

国际革新安全反应堆的SPOOL型冷却剂泵

国际革新安全反应堆(IRIS)是由国际联盟设计的轻水冷却、335MW电功率的动力堆，是美国能源部(DOE)核能研究起始计划(NERI)的一部分。IRIS的特性是一体化，压力容器包容所有的反应堆冷却剂系统主要部件，包括反应堆堆芯、冷却剂泵、蒸汽发生器和稳压器。一体化设计取消了大尺寸的冷却剂回路管道，于是不存在大破口失水事故(LOCA)，取消了一些独立的承压部件和支撑。另外，IRIS设计采用了长寿命堆芯，并加强了安全性，以达到美国DOE第四代反应堆的要求。IRIS设计的革新特性之一是反应堆冷却剂泵采用了完全包容在压力容器内的主冷却剂“spool”泵。这篇文章叙述了IRIS的“spool”泵的背景、状况和将来的发展。     

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明：熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。     

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响 ,总趋势是使自然循环能力有所下降