堆芯
- 基于SARAX 程序的铅冷快堆堆芯优化设计
SARAX；增殖堆芯优化；增殖比铅冷快堆作为国际原子能机构推荐的第四代先进反应堆堆型之一，除了具有更高的安全性外，另一大突出的优势，是由于其更硬的中子能谱，可以更有效地实现核燃料的增殖和核废料的处理[1-3]。近年来，铅冷快堆越来越受到国内外机构的重视，如俄罗斯的SVBR-100、BREST-OD-300 铅冷快堆，美国的SUPERSTAR堆，欧盟的 ELFR 示范堆，中国的铅冷快堆CLEAR-I、CIADS、M～2LFR-1000、SNCLFR-100
核科学与工程 2023年4期2023-11-08
- 铅基模块化核电不同功率水平经济性初步分析
冷却剂不仅能提高堆芯的固有安全性，而且反应堆系统能够采用两回路设计，铅基冷却剂与水直接采用蒸汽发生器进行换热，大大提高堆芯经济性[1，2]。快堆中子能谱偏硬，由于易裂变核素在热中子区裂变截面较大，在快中子区裂变截面很小，而可裂变核素在热中子区俘获截面相对较小，在快中子区俘获截面较大，能够通过俘获中子由可裂变核素转换为易裂变核素，因此快堆能够将238U转化为239Pu，从而有效提高铀资源的利用率。同时由于快堆的热群中子份额相比热堆低得多，因此快堆的临界质量远
中国核电 2023年2期2023-07-10
- 环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究
先导组件组成混合堆芯开展随堆运行试验是环形燃料研发工作的重要环节之一，通过在实际反应堆中的运行试验，对燃料组件的结构设计、热工安全等性能进行全面验证，为后续建造环形燃料反应堆，实施全面工程化应用奠定基础。混合堆芯为开式流道，环形燃料与周围燃料之间可能发生冷却剂的横向流动，造成原堆芯局部冷却剂减少，导致冷却能力降低，进而影响原堆芯热工安全。目前，众多学者对格架搅混翼的横向流动特性开展了研究。In[1]基于计算流体力学(CFD)方法对4种不同搅混翼下游子通道流
原子能科学技术 2023年1期2023-01-31
- 堆芯功率变化对燃料包壳表面污垢沉积行为的影响研究
回路各区域，流经堆芯的腐蚀产物在堆芯过冷泡核沸腾（Sub-cooled Nucleate Boiling，SNB）的作用下在燃料包壳表面沉积，形成燃料污垢，燃料污垢的主要成分为NiFe2O4、Fe2O3、NiO 和Ni［3-4］。研究表明［5-9］：燃料包壳表面污垢的沉积达到一定程度将可能导致轴向功率偏移（Crud Induced Power Shift，CIPS）、垢致局 部 腐 蚀（Crud Induced Localized Corrosion，CI
核技术 2022年8期2022-08-17
- 加速器驱动次临界系统堆芯功率的自抗扰控制
]。但是，ADS堆芯系统具有非线性、时变和强耦合等特点，无法建立精确的数学模型，传统比例-积分-微分(PID)控制无法获得满意的控制效果。此外，相比于临界反应堆，ADS堆芯系统缓发中子数量份额小，中子代时间短，自平衡能力差[3]。为保证其安全运行，需要设计一种高性能的控制系统，以实现功率的有效控制。目前，一些先进的控制方法已被用于反应堆的功率控制研究中，包括滑膜控制、模型预测控制和遗传规划控制等[4-6]。虽然上述控制方法能够提高控制系统性能，但其自身存在
动力工程学报 2022年3期2022-04-01
- 基于模糊多模型的堆芯功率控制
300引言反应堆堆芯具有各种扰动不确定性、非线性、时变参数的特点，在单一功率水平下，基于局部堆芯模型在扰动条件下控制堆芯功率，难以准确描述。当前，PID 控制器广泛用于堆芯功率控制，其优点在于简单、直观和易于实施。1 反应堆功率分布控制控制方法现代核电站的设计的反应堆功率分配通常使用恒定轴向偏移控制方法来控制。轴向偏移操作带和目标值通过负荷跟踪计算确定控制棒提升限值、操作带调整宽度、 控制棒位置等设计参数，确保其具有可操作性和输出能力，最大化使反应堆功率尽
科学与信息化 2022年1期2022-01-14
- 10 三代核电站堆芯仪表系统实现国产化
”示范工程核电站堆芯仪表系统的国产化攻关任务，相关设备均已顺利通过堆上试验和我国核安全设备监管要求的全部鉴定试验，标志着我国具备了该系统的国产化制造供货能力。堆芯仪表系统用于测量反应堆堆芯内部三维中子注量率分布，从而实现堆芯三维功率分布监测。该系统作为核电站反应堆安全运行监测的关键设备，其探测器组件安装在核电站反应堆堆芯中，运行环境苛刻，测量信号弱、容易受到干扰、技术要求高，研发难度大，在我国目前运行的49台核电站中探测器组件均由国外公司供货。
电力设备管理 2021年1期2021-12-03
- 事故工况下堆芯冷却控制功能分析
，优先保护反应堆堆芯和安全壳。（3）尽可能避免损坏发电生产设备，这是非优先要求。因此，征兆导向法规程中设计了相应的控制策略，并应用于达成此目标。应用于过渡到退防模式及事故或事故工况下的控制策略一般分解为3 部分。（1）观察、监视发生的事情。辨别或诊断机组的物理状态。（2）作出应对决策，确定功能目标。（3）确定具体行动，使用可用的手段或系统进行操作，以达到功能目标。具体地，征兆导向法采用六大安全功能表征核电站事故后机组状态。也就是通过六大安全功能来“观察、诊
设备管理与维修 2021年14期2021-08-25
- 新型重水慢化熔盐堆堆芯优化设计
展，涌现了一系列堆芯设计［3-9］。这些设计都采用石墨作为慢化剂，其高熔点可确保堆芯高温稳定运行。但2005年Nuttin对大型增殖堆MSBR（Molten Salt Breeding Reactor）进行重新评估后发现，当堆芯内石墨慢化剂温度升高后，由于其中子能谱向233U裂变有利的一方移动，导致大型增殖熔盐堆温度反应性系数可能为正［10］。此外，由于堆芯石墨经受高中子通量辐照，会造成石墨结构损伤，需要对其进行定期更换［10］。直接去除堆芯石墨是解决上述
核技术 2021年8期2021-08-20
- 基于Matlab/Simulink的ADSR堆芯动态仿真实验设计
or，ADSR）堆芯动态仿真实验为例，介绍从数学建模、平台搭建、仿真分析等方面的学习过程，让学生深入理解堆芯动态响应过程，实验效果良好。1 实验内容及要求1.1 实验内容（1）建立ADSR堆芯非线性模型，包括点堆动力学模型、堆芯冷却剂热传输模型、反应性反馈模型；并计算堆芯满功率初始参数，用作堆芯动态仿真初始值；（2）基于次临界堆运行模式和微扰理论，建立双输入双输出的ADSR堆芯线性模型；（3）在Matlab/Simulink中搭建ADSR堆芯双输入双输出仿
实验室研究与探索 2021年7期2021-08-19
- 模块式小型堆严重事故下堆芯应急注水策略研究
法及时有效地排出堆芯热量。在衰变热持续加热作用下导致堆芯材料熔化。在严重事故进程中重新建立堆芯排热路径，尽可能实现对一回路的注水，这是恢复堆芯冷却、阻止事故进一步恶化的最直接的手段。根据福岛事故后经验，国家核安全局要求我国运行和在建电厂充分考虑严重事故情况下堆芯应急注水的可能[1]，增设严重事故下堆芯应急注水措施。目前，多个运行电厂已完成一回路应急补水措施的改进，首先，改进方案中提供了严重事故情况下临时注水路径，其次，在水源方面考虑了电厂原有消防水和外部水
科技视界 2021年12期2021-06-04
- 坩埚式堆芯捕集器的发展及设计需求研究
引言当反应堆发生堆芯熔化严重事故后，熔融物可能熔穿反应堆压力容器， 从而可能造成大量放射性释放后果。 三代核电站对严重事故缓解能力提出了更高的要求， 致力于解决严重事故缓解中的熔融物长期冷却问题， 以实现堆芯完全熔化后将熔融物稳定限制在一定空间范围内，最终终止事故发展，确保安全壳的完整性。目前， 国际核电领域对熔融物冷却措施提出两种方案： 第一种方案是以压力容器作为堆芯熔融物的包容装置， 通过压力容器外冷却包容堆芯熔融物（IVR）[1，2]。 将堆芯熔融物
科技视界 2021年10期2021-05-20
- ADS 次临界堆堆芯功率控制策略研究
对象,针对ADS堆芯功率控制系统的特殊性,提出一种“切换受控对象”的堆芯功率控制方案,将控制棒反应性和外中子源相对强度同时设为受控对象,根据不同的堆芯相对功率偏差大小,切换受控对象来实现堆芯功率控制。通过建立ADS次临界堆芯模型,基于Matlab/Simulink仿真平台搭建ADS堆芯功率控制系统,分别开展引入阶跃反应性、阶跃外中子源相对强度的扰动仿真分析。1 ADS次临界堆堆芯模型2011年,中国科学院启动了“未来先进核裂变能ADS嬗变系统”战略优先研究
核科学与工程 2021年2期2021-05-18
- 基于遗传算法比例积分微分控制器的铅冷快堆堆芯功率控制
控制器是核反应堆堆芯功率控制系统中常用的控制器之一。然而，PID控制器参数在整个控制过程中一经取定就不再变化，对堆芯功率控制过程存在着适用性低的问题[1]。针对PID控制器参数的整定和优化，胡宗镇等[2]采用反向传播(back propagation，BP)神经网络对PID控制系统参数进行整定；刘霞等[3]基于衰减曲线法整定PID参数；汤伟等[4]利用遗传模糊免疫算法实现PID控制器参数整定优化。遗传算法(genetic algorithm，GA)是一种通
科学技术与工程 2021年2期2021-02-23
- 压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发
0006)反应堆堆芯损伤评价是一项非常具有挑战性的工作。因为核事故应急时，往往事故进程复杂且不明确；事故监测仪器仪表处于高温、高压、高湿、高辐射的恶劣环境下，获取的监测数据不一定可靠，因此准确地进行反应堆堆芯损伤评价非常困难，而且几乎不现实。但大致相对保守地估算堆芯损伤状态及损伤份额，却是非常有意义，可为紧急应急防护行动提供技术支持。目前有多种反应堆堆芯损伤评价方法，本文采用了基于在线监测数据的评价方法。通过能反映堆芯状态的在线监测数据实时评价堆芯损伤状态
辐射防护 2020年6期2021-01-28
- 某型空间堆堆芯热工水力特性数值分析
液态金属回路冷却堆芯结合斯特林循环的方式；俄罗斯则选择了超高温气冷快堆结合布雷顿循环的技术路线[2-5]，氦氙混合气体作为工质可以提高布雷顿循环的性能，因为其传热能力强且可有效减少压气机级数[6]。本文基于核热耦合方法对某型氦氙混合气冷快堆空间堆在稳态运行及落棒工况下的堆芯内部热工水力不均匀流动传热特性进行了模拟计算分析。1 三维建模及功率分布计算1.1 反应堆结构设计本文所采用的空间核反应堆为氦氙混合气体冷却(氦28.3%，氙71.7%)、布雷顿循环的快
核科学与工程 2020年5期2020-11-30
- 小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析
初步验证所设计的堆芯具有足够的非能动安全特性。1 MARS-3堆芯设计方案本文分析的对象为NECP团队设计的一种可运输小型铅铋冷却快堆MARS-3，主要设计用途为偏远地区(如海岛)供电[5]，堆芯方案的设计满足以下设计准则：1) 选用二氧化铀作为堆芯燃料，富集度为19.75%，最大燃料中心温度不超过2 273.15 K[6]；2) 最大包壳温度在稳态时不超过773.15 K，瞬态及事故工况时不超过923.15 K[7]；3) 堆芯铅铋冷却剂最大流速不超过1
原子能科学技术 2020年11期2020-11-24
- 基于微分方程组的液态熔盐堆堆芯出口温度控制
对MSBR开展了堆芯功率控制系统的设计研究。液态熔盐堆中，液体燃料在主回路系统中流动，使得堆芯出口处燃料温度成为直接表征堆芯运行状态的参量。因此，开展液态熔盐堆堆芯出口燃料温度控制研究是必要的。在设计堆芯出口燃料温度控制系统前，需先建立液态熔盐堆堆芯系统的数学模型。微分方程、传递函数和状态空间表达是连续系统的3种数学表达形式。其中，状态空间表达相当于微分方程线性化后忽略高阶扰动项的矩阵形式，状态空间和传递函数之间可以通过拉氏变换和反拉氏变换进行互相转换。为
核科学与工程 2020年3期2020-09-07
- 紧凑型小型堆堆芯测量系统设计
031）0 引言堆芯测量系统是核电站重要的专用仪控系统，为核电站提供堆芯中子注量率、堆芯温度和压力容器水位参数测量。衡量反应堆正常运行工况下的安全裕度主要依据两个参数：偏离泡核沸腾比（DNBR）裕度和失去冷却剂事故（LOCA）裕度。这两个参数奠定了量化运行安全裕度的基础，从根本上来说，DNBR 裕度和LOCA 裕度与反应堆堆芯功率分布有着直接的关系，而堆芯温度、压力容器水位和堆芯中子注量率分布是获取堆芯功率分布所需的重要数据。同时，堆芯温度和压力容器水位参
仪器仪表用户 2020年9期2020-09-01
- 铅冷小堆堆芯初步设计
也可设计成长寿命堆芯提高资源利用率和经济性，降低核扩散的风险。2）热工特性优良，具有高热导率、高沸点等特性，在常压下，可实现高的功率密度。铅基材料具有的高膨胀率和较低的运动黏度系数确保反应堆有足够的自然循环能力；铅基材料化学性质不活泼，几乎消除了氢气产生的可能，铅基材料还可以与易挥发放射性核素碘和铯形成化合物，可降低反应堆放射性源项［1-2］。得益于液态铅和铅铋良好的中子学特性和热工特性，铅冷快堆可以设计成采用全自然循环驱动的小型反应堆。国际上关于铅冷快堆
核技术 2020年8期2020-08-19
- 超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究
载量实现的，存在堆芯功率密度较小、平均卸料燃耗较低、正冷却剂温度系数或空泡系数等问题，长寿命小型自然循环铅铋快堆的经济性和固有安全性具备较大优化空间。本文以提高堆芯的经济性与固有安全性为目标，开展超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计，研究能大幅提升堆芯增殖性能的燃料组件设计方案，提出一种高卸料燃耗、小堆芯体积、反应性系数均为负值的100 MWt铅铋快堆堆芯设计方案，开展控制棒系统设计与价值估算，并分析堆芯的物理特性与稳态热工特性，初步评估堆芯的自然循环
原子能科学技术 2020年7期2020-07-14
- 基于多节点模型的液态熔盐堆堆芯功率控制
421001)堆芯功率控制系统的设计技术是核反应堆控制、运行的重要课题。多节点堆芯建模方法是在反应堆点堆建模方法的基础上形成的。利用该方法所建立的多节点模型可用于堆芯功率控制系统的设计研究。多节点堆芯建模方法已受到研究者们的广泛关注，并被积极用于堆芯功率控制系统设计研究。例如，为研究模块式球床高温气冷堆堆芯控制系统特性，Dong等人[1]建立了十节点堆芯数学模型。为搭建AP1000机械补偿控制的Matlab/Simulink仿真平台，Wang等人[2]建
核科学与工程 2020年2期2020-06-21
- 基于模糊多模型的堆芯功率控制
001)核反应堆堆芯具有非线性、参数时变性和各种扰动的不确定性等特点，基于单一功率水平处的堆芯局部模型难以准确描述扰动工况下的堆芯功率控制过程。目前，PID控制器因简单直观、容易实现，广泛用于堆芯功率控制。然而，传统PID控制器不具备参数的自适应功能，其控制参数一经取定，在堆芯功率变化过程中将不再改变，因此控制效果往往不太理想[1]。为使PID控制器达到更好的控制效果，出现了模糊PID、内模PID等多种交叉形式的PID控制方法[2-4]。本文基于堆芯非线性
原子能科学技术 2020年3期2020-05-07
- 一回路腔室结构对自然循环铅基快堆堆芯流量分配特性影响研究
堆作为设计主体。堆芯流量分配特性影响因素研究是发展自然循环铅基快堆亟需研究的关键领域之一，本工作利用CFD方法模拟中国科学技术大学10 MW小型自然循环铅冷快堆（SNCLFR-10）一回路流场，通过改变一回路上、下腔室几何结构并观察堆芯流量分配特性变化，研究一回路腔室几何结构对流量分配特性影响，为自然循环铅基快一回路冷却剂系统优化设计提供参考。1 计算背景1.1 SNCLFR-10简介SNCLFR-10是由中国科学技术大学设计的多功能小型模块化自然循环铅冷
核技术 2020年3期2020-03-25
- WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析
重核事故从而导致堆芯损伤的重要事件之一.在传统大型压水堆中，常采用对反应堆主回路进行卸压注水的策略来应对全厂断电事故，从而避免高压熔堆的发生[14-15].但由于小堆与传统压水堆之间存在概念和设计上的差异，两者在发生全厂断电事故时的系统响应和事故进程可能存在显著差异.尽管各国已经提出了多种小堆概念且进行了相关研究，然而有关小堆的非能动安全系统在全厂断电事故下的具体研究还十分稀缺，关于特定非能动安全设备的敏感性分析更是几乎空白.因此，本研究以WSMR为研究对
厦门大学学报（自然科学版） 2019年6期2019-11-29
- 小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究
堆(STLFR)堆芯设计方案，并采用准静态反应性平衡方法[6]分析5种无保护事故工况。1 堆芯设计目标与计算工具STLFR堆芯设计目标为在满足堆芯寿期及热工设计限值的基础上，通过堆芯优化设计，尽可能减小堆芯体积，提高可运输性，并满足堆芯固有安全性的要求。堆芯额定热功率为20 MW，在不倒料或换料的条件下，运行寿期不低于18 EFPY。堆芯设计需满足以下设计准则：1) 燃料选用二氧化铀，富集度为19.75%，最高燃料中心温度不超过2 000 ℃[7]；2)
原子能科学技术 2019年8期2019-08-29
- 基于状态空间模型的压水堆控制棒仿真实验
常必要。核反应堆堆芯作为核反应堆的重要组成部分,是一个较为复杂的非线性系统[3]。堆芯参数如燃料温度反馈系数、冷却剂温度反馈系数、冷却剂与燃料间的换热系数等均随着功率水平变化而改变。目前针对核反应堆堆芯的商用仿真程序考虑了较多的影响因素,采用的物理和数学模型都较为细致复杂,功能也十分强大和完善。但由于其功能强大、通用性强,使得其程序结构十分庞大和复杂,程序编程技巧较高,模型的移植和添加也十分困难,对程序的使用者提出了较高的专业技术要求和程序设计技术要求,需
实验技术与管理 2019年2期2019-03-19
- RCP037/039MP回差对RIC温度测量系统的影响
盖后，此时将进行堆芯热电偶温度接头回装及测量工作，当此工作结束后，机组要求堆芯热电偶温度测量可用，即此时务必确保所有参与堆芯热电偶测量（热电偶探头）、计算（如一回路压力、安注、P4）等信号均需满足系统要求。然而由于大修期间会对RCP037/039MP进行校验工作，从而导致组态采集到的RCP037/039MP信号将超出预设的判断阈值，从而导致RCP037/039MP失去有效性，进而导致堆芯热电偶测量系统不可用，本文详细分析该情况以及应对措施。2 CCMS基本
中小企业管理与科技 2018年9期2018-11-06
- 首批华龙一号堆芯测量系统设备顺利交付
首批华龙一号堆芯测量系统设备的顺利交付，提升了我国核电装备的研发和制造水平。堆芯测量系统用于实时测量堆芯中子注量率、燃料组件出口冷却剂温度、压力容器关键点液位等参数，这种专用仪控系统，对反应堆的安全运行有着重要的作用。为了打破国外垄断，掌握核心技术，我国核动力研究设计院为此已坚持研究了10年。这次发运的堆芯测量系统设备，是自主研发并针对华龙一号的特点和要求的三代核电站专用仪控设备。
电站辅机 2018年2期2018-04-13
- 堆芯损坏机理及AP1000应对的设计优势
故严重到能够导致堆芯熔化，设计电厂时根本没有假设导致堆芯熔化的事件序列，所以当事故来临时，因对堆芯损坏机理和现象不理解，导致人们无法有效应对事故以至造成很大的损失。2 严重事故五阶段及堆芯损坏机理研究严重事故时一般将其过程分为如下五个阶段：第一阶段：堆芯裸露和升温。事故时反应堆冷却剂注入系统故障是最有可能导致堆芯裸露的原因，堆芯裸露时可能未停堆，也可能在停堆后很快或者一段时间后发生堆芯裸露。对于慢的瞬态变化，堆芯顶部冷却剂蒸发先裸露，燃料棒裸露后传热效率急
中小企业管理与科技 2018年33期2018-02-07
- 核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究
0840)核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究詹经祥，赵世熙，杨长江(中国核电工程有限公司，北京 100840)本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核电厂事故分析模型，选取了典型的中、小冷段破口事故作为分析序列，针对堆芯冷却恶化现象采取恢复安注措施进行了详细的热工水力计算。着重分析了在辅助给水有效情况下，重启安注的时间窗口、启动上充应对安注失效情况下的有效性、有无安注箱注入敏感性等。分析结果表明：当堆芯出口温度超过923K(即650℃)，恢复安注
核科学与工程 2017年5期2017-11-07
- 熔盐堆物理热工耦合程序开发及验证分析
驱核会随燃料流至堆芯外衰变，造成缓发中子的丢失，导致堆芯反应性降低。正是由于熔盐堆的这些新特性，造成熔盐堆内缓发中子先驱核、温度等参数变化与固态燃料反应堆有所不同，需要研究熔盐堆在各种工况下的相关物理参数变化。本文主要工作是考虑缓发中子先驱核的流动性对熔盐堆的影响，研究适用于熔盐堆的二维圆柱几何时空中子动力学程序及与之耦合的热工水力学程序；利用该程序对熔盐堆中子物理学和热工水力学进行耦合计算，验证熔盐堆相关实验数据；并且计算了熔盐堆无保护启停泵及堆芯入口温
核技术 2017年10期2017-11-02
- 基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟
P1000反应堆堆芯布置方案的模拟张陆雨 王志敏 白怀勇 陈金象 张国辉（北京大学 核物理与核技术国家重点实验室 物理学院重离子物理研究所 北京 100871）AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆，采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案：D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6 (Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模，
核技术 2017年4期2017-04-20
- 基于MCNP程序的压水堆不同方式换料后反应堆物理分析
料元件、冷却剂、堆芯构件、反射层建立了精确的物理计算模型，并对换料后此堆芯的有效增殖因子(keff)、中子能量分布及中子径向通量密度分布等物理量进行计算，同时着重分析计算堆芯功率密度分布。绘制堆芯功率密度分布三维图，总结功率密度分布规律。通过一系列的物理计算以及对数据的归纳总结，为堆芯的物理优化以及换料方式对展平堆芯功率所起到的作用提供了依据。微型反应堆；换料；蒙特卡罗方法；物理分析；功率计算0 引言核电厂中，一般对核燃料采用分批装载的方法来展平反应堆功率
综合智慧能源 2017年2期2017-04-01
- 东电承认曾低估福岛核事故事态 致日本政府失误
不是极其严重的“堆芯熔化”而是前一阶段的“堆芯损伤”的解释存在错误，造成向日本政府及相关地方政府说明时低估了事态。据悉，当时的东电公司内部手册明确记载了堆芯熔化的判断标准，但事故发生后的5年间却一直忽视这一标准。东电在根据验证事故应对的新潟县技术委员会的请求开展调查后，于2016年2月弄清了上述事实。东电在当天的记者会上道歉称：“对照标准，在事故发生第4天即2011年3月14日就已经能判断出堆芯熔化了。”但仍表示错误判断“对事故平息工作没有影响”。据了解，
国外核新闻 2016年3期2016-03-19
- 东电在福岛事故期间曾隐瞒堆芯熔毁
岛事故期间曾隐瞒堆芯熔毁【英国《国际核工程》网站2016年6月24日报道】日本东京电力公司(TEPCO)总裁广濑直美2016年6月21日承认，该公司在2011年3月的福岛第一核电厂事故期间曾隐瞒反应堆堆芯熔毁的事实。该公司在事故后一直称发生堆芯损伤，直到事故发生两个多月后才正式承认堆芯熔毁。根据东电内部手册的定义，堆芯损伤超过5%，即可认为发生堆芯熔毁。2016年2月，有媒体报道称，如果东电工作人员遵守内部手册的规定，东电应在事故发生后3天就能确定堆芯熔毁
国外核新闻 2016年7期2016-03-17
- 含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究
3）含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究魏述平 李 兰 程诗思 朱建平 谭 怡（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都 610213）U-Pu混合氧化物(Mixed oxide, MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型堆芯为对象，对使用30% MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案进行分析，比较了含MOX燃料堆芯和传统的全UO2燃料堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom,
核技术 2015年10期2015-12-13
- 一体化增殖燃烧堆双向递推式倒料方案研究
性，使燃料组件在堆芯内经历先增殖后燃烧的过程，从而实现核燃料的增殖-燃烧一体化利用。在一体化增殖燃烧堆中，一般只在初始堆芯中使用富集铀或含钚燃料来“点火”，而后的整个寿期内则可以完全使用贫铀燃料组件来维持反应堆运行。为实现燃料组件的增殖和燃烧，要求组件达到很高的燃耗深度，因此一体化增殖燃烧堆中的组件卸料燃耗至少在20%以上。这些特点使得一体化增殖燃烧堆能够极大地提高铀资源的利用率，并大大减少乏燃料后处理的负担。另一方面，这也使得长寿期不换料的堆芯设计成为可
核科学与工程 2015年1期2015-12-02
- 核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发
中提出需对核电厂堆芯损伤程度进行评价，并将其作为颁发执照和许可证的一项要求［1］。日本福岛核事故的发生也再次表明，应急响应组织需要对事故后电厂损伤状态进行及时准确地判断，从而做出正确决策并采取合适的应急行动。可见，核电厂堆芯损伤状态是应急事故处理和缓解以及应急防护行动决策的重要依据，堆芯损伤评价程序的开发对核电厂应急辅助决策具有重要意义。我国核安全导则《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》（HAD 002／01-2010）规定，在应急计划中对堆芯损伤评价
核科学与工程 2015年1期2015-12-02
- HP-STMCs空间堆堆芯稳态热工特性分析
STMCs空间堆堆芯稳态热工特性分析李华琪，江新标，陈立新，杨 宁，胡 攀，马腾跃，朱 磊（西北核技术研究所，西安710024）以计算流体力学为基础，利用等效堆芯热管为传热边界条件，建立了热管冷却空间堆堆芯稳态热工分析的计算模型，并分析了HP-STMCs空间堆堆芯稳态热工特性。计算了HP-STMCs堆芯在均匀布置与非均匀布置、反应性控制鼓转向朝外180°和朝内0°详细功率分布及功率均匀分布时堆芯稳态温度场分布；研究了堆芯在1根热管失效下的安全传热特性。计算
现代应用物理 2015年2期2015-08-07
- TMSR 堆芯CFX多孔介质传热建模分析
的钍基熔盐堆，其堆芯结构复杂。传统的热工水力系统程序可模拟整个堆芯回路不同状态下的工况，但无法对堆芯结构进行细致的模拟。ANSYS CFX 是一个采用有限容积法的大型商用CFD 软件，有丰富的物理模型，可进行流动、耦合传热、多相流等问题的模拟分析［2］。本文使用ANSYS DM、ANSYS Meshing建立几何模型，在CFX-Pre中添加相关材料的物性，应用CFX 的多孔介质模型，初步模拟堆芯在稳态运行和丧失强迫循环后，堆芯的温度分布情况，为堆芯的设计优
原子能科学技术 2015年1期2015-03-20
- 我国自主研制成功三代核电堆芯测量系统
研制成功三代核电堆芯测量系统中国核动力研究设计院和中核控制系统工程有限公司联合研制的华龙一号先进堆芯测量系统顺利通过技术验收。这标志着我国首个具有完整自主知识产权的三代核电堆芯测量系统自主研制成功，华龙一号关键设备国产化又迈出了坚实的一步。华龙一号堆芯测量系统包含堆芯中子通量测量信号处理系统、堆芯冷却监测系统信号处理设备、堆芯中子-温度探测器组件、压力容器液位测量探测器等设备。反应堆运行时，该系统可以实时监测堆芯的中子通量分布、温度和关键点水位的信号，并基
军民两用技术与产品 2015年23期2015-01-08
- 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析
棒组件的抽出使得堆芯反应性失控增加，堆芯功率瞬时剧增，堆芯径向和轴向功率峰值因子迅速增大，在热停堆扩展状态下导致堆芯可能发生DNB。由于该事故瞬态工况的恶劣性，一直是传统压水堆核电厂安全分析的极限事故之一[1]。本文结合典型三环路压水堆核电厂研发项目，分析热停堆状态下不同停堆棒组组合对DNBR裕量的影响，提出热停堆状态下停堆棒组布置的优化建议。1 分析方法1.1 反应堆保护控制棒组件失控抽出导致的堆芯功率剧增通过多普勒效应的负反馈作用限制。反应堆保护通过功
原子能科学技术 2014年8期2014-08-08
- 小型自然循环钠冷堆堆芯初步设计研究
统。本工作在原有堆芯设计的基础上，分析不同燃料棒直径、节距、圈数等参数对堆芯物理和热工水力特性的影响，对额外停堆裕量和控制转鼓吸收层厚度的关系进行研究。1 小型自然循环钠冷堆堆芯主要参数小型自然循环钠冷堆-AMTEC系统示于图1。小型自然循环钠冷堆堆芯截面示于图2。反应堆堆芯由17圈燃料棒组成，燃料芯块采用耐高温的UN或PuN陶瓷燃料，燃料棒两端是BeO轴向反射层，燃料包壳采用耐碱金属高温腐蚀的Nb-1Zr合金，包壳外面用绕丝缠绕以固定燃料棒。为减少堆芯内
原子能科学技术 2014年9期2014-08-06
- 压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用
电机组事故工况下堆芯损伤状况的实时评价专家系统［1］。我国现有的堆芯损伤评价系统是在CDAG［2］的基础上开发的，以堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要评价参数实时评价堆芯的损伤状态，且以压力容器水位、安全壳氢浓度等作为辅助参数确认评价结果的合理性。通过对电厂能力的调查发现，一些电厂堆芯出口温度热电偶并不能满足严重事故条件下的要求，因此，需要其他替代参数来满足堆芯损伤评价的需求。IAEA-TECDOC-955［3］曾提出单独以堆芯裸露时间为参数进行堆芯损伤评
原子能科学技术 2014年1期2014-03-20
- 径向倒料式驻波堆堆芯概念设计
料增殖的同时维持堆芯内燃耗区稳定的一种堆型，又称驻波式行波堆。行波堆最初的概念是完全自动化的长寿期反应堆模型［1］。其基本思想是用一临界系统来形成一临界波，点燃含有可裂变核素的次临界系统，通过可裂变核素238U 或232Th等转化为易裂变核素239Pu或233U 而形成增殖波先行，燃耗波后行，边增殖边燃烧。东 京 工 业 大 学 的Sekimoto 课 题 组［2］从2000年开始进行行波堆（CANDLE 堆）研究，完成了铅铋快堆式的行波堆设计，并对其进行
原子能科学技术 2014年3期2014-03-20
- 压水堆严重事故管理入口标准研究
口温度还作为判断堆芯损伤状态以及严重事故管理措施是否有效的重要依据。但是，反应堆出口温度并不一定总是可靠地反映堆芯的受损状态，在某些情况下，反应堆出口温度可能会给严重事故管理带来错误的指示。为此，本文提出以堆芯热通道出口温度为依据的严重事故管理入口标准，研究反应堆出口温度、堆芯热通道出口温度与堆芯实际状态之间的关系，以确定实施严重事故管理的入口标准。1 RELAP／SCDAPSIM 程序本文采用最佳估算程序RELAP／SCDAPSIM 作为研究工具，该程序
原子能科学技术 2014年1期2014-03-20