快堆

摘要： 新一代快堆对其控制棒的安全性、使用寿命和经济性提出了更高的要求。传统快堆控制棒以碳化硼(B_(4)C)为吸收剂,但B_(4)C的气体释放、吸收力损失、高温包壳碳化失效及辐照膨胀限制了其安全使用寿命。本文利用能有效处理控制棒空间自屏蔽现象的确定论计算方法,设计并分析了基于替代吸收剂与局部慢化剂的快堆新型控制棒。本文从中子吸收能力、安全特性及废物处理等方面考察了硼化物、氢化物、稀土金属氧化物及金属四大类多种吸收剂。结果表明在不同吸收力区间,都有相应新型吸收剂可替代传统B_(4)C。大型快堆控制棒所需吸收力较低,可利用稀土金属氧化物作为长寿期吸收材料;中型快堆可考虑使用导热性优异的TiB_(2)或中子特性良好的HfH_(1.62);小型模块化快堆可考虑使用HfB_(2)作为超长寿期吸收剂。本文还介绍了吸收剂与慢化剂相结合的新型控制棒,结果表明局部慢化剂可加强控制棒吸收能力或节约吸收剂使用。本文结果将为快堆新型控制棒的研发提供重要参考。

摘要： 快堆是我国核电三步走战略中的关键一环,也是第四代核能系统中的主力堆型。中国实验快堆是我国第一座快堆,其中对技术规格书的审查尤其重视。技术规格书是核设施运行期间的“法律”,它规定了核设施在正常运行、瞬态和异常工况下,遵照的技术参数和技术要求,主要包括安全限值、保护阈值、运行限制条件以及监督要求。本文主要阐述了中国实验快堆在技术规格书审查过程中,审评依据、审评过程以及关注的重点问题进行探讨,对重点问题提出了建议。

摘要： 快堆具有较高的转换比及燃料的可循环性,是第四代先进反应堆堆型的代表。堆内处于高温、高辐照损伤及熔融金属钠环境导致15-15Ti材料需要局部需要进行强化来避免关键结构件之间接触发生扩散性咬合、擦伤、磨损。通过对国产核级15-15Ti材料进行表面进行渗铬氮化研究,初步确定了能够实现可用于快堆组件结构材料表面强化的工艺。

摘要： 【世界核新闻网站2021年12月16日报道】印度原子能部部长吉滕德拉·辛格近日向议会下院表示,位于泰米尔纳德邦卡尔帕卡姆的首座原型快堆(PFBR)正处于"综合调试阶段",将于2022年10月建成。这座50万千瓦的原型快堆2004年启动建设,原计划于2010年9月建成。根据印度政府近日批准的建设计划,该堆将于2022年10月建成投运,预期造价已从2003年的349.2亿印度卢比增至684亿印度卢比(8.99亿美元)。

摘要： 该文首先根据直流负载的特点和功能要求,提出了快堆核电厂控制棒驱动机构电源系统的总体架构。其次,在主要设备设计方面,通过对不同类型整流器的对比分析,选取了高频开关整流器作为发电机输出整流设备,并给出发电机、飞轮、电动机选型依据和计算方法。最后,该文描述了棒电源控制系统的控制方案和具体设备配置,并通过与压水堆交流并列方案的对比,提出了棒电源系统在整流器直流侧并列的优势。

摘要： 随着钠冷快堆及铅冷快堆的发展,金属燃料的应用前景初步显现,开发适用于钠冷快堆金属燃料的性能分析程序对快堆金属燃料的发展和应用具有重要意义。本工作在调研总结了燃料芯体的孔隙率对导热系数、力学参数的影响后,提出了新的金属燃料芯体导热系数和力学参数模型。此外,在参考金属燃料相关文献中金属燃料的其他辐照行为模型后,本工作改进了传热模型及力学模型,利用FORTRAN-90开发了适用于钠冷快堆棒状金属燃料的燃料性能分析程序,该程序可用于预测典型的金属燃料辐照行为。

摘要： 对于大型钠冷快堆设计开发项目,有必要建立层次化的工作分解结构,准确定义项目工作范围。本文总结了快堆研发项目工作分解结构的编制原则;通过研究钠冷快堆项目工程设计、研发、建造过程所涉及的工作内容,初步建立了以钠冷快堆项目PWBS的顶层框架。该框架以钠冷快堆电站的产品分解结构为基础定义专用工作单元;根据核电行业特点,对已有标准中的通用工作单元进行整合和重新定义,增设核电行业特色的“生产准备”通用单元;并对各工作单元进行了单元说明。本文为快堆研发项目的工作分解结构提供了顶层框架的建议,也为我国核工业领域制定核电站建设项目工作分解结构相应的标准提供了典型案例。

摘要： 本文采用CFD数值模拟分析方法,对快中子反应堆一回路主循环钠泵温度场进行计算,分析钠泵泵盖温度分布规律。结果表明,钠泵的下端温度最高,沿着高度方向向上逐渐降低,整个钠泵结构存在一定的温度下降梯度,泵盖上表面温度没有超过安全准则要求。目前,针对快堆一回路钠泵泵盖传热计算研究尚不足,本次计算分析对此部件设计具有重要的意义。

摘要： 主给水流量闭环调节阀是快中子增殖堆二回路给水系统重要设备之一,该调节阀的作用将下游蒸汽发生器的压力和流量稳定在整定值,所以该调节阀的流量特性设计尤为重要,是保证核电站正常运行的前提。依据该调节阀的实际运行工况参数、使用要求和设计原则,设计了该调节阀的流量特性,并通过试验法对该流量特性进行了验证。

摘要： 研究了贫化铀在快堆中子/γ(n/γ)混合场中的综合屏蔽性能及其辐照释热率,作为对比,同时给出了贫化铀在热堆辐射场中的分析结果。采用粒子输运与燃耗耦合程序,研究了中子和γ射线在贫化铀中的衰减规律和贫化铀的活化行为,并与铅的屏蔽计算结果进行比较;分析了贫化铀的辐照释热特性及对屏蔽层温度的影响。结果表明,针对典型快堆n/γ混合场,在本文分析的屏蔽效果指标下,厚度小于16 cm的贫化铀屏蔽层的屏蔽效果都要优于铅。通过对贫化铀辐照释热问题的理论分析得出,贫化铀屏蔽层的辐照释热率高于铅,但对典型核动力反应堆整体屏蔽层温度的影响很小。

摘要： 被称为一种可持续能源应满足三个标准:本质上是用不完的资源;运行时能够保持最小的环境污染;到未来也只有仍可以管理的废物.这些标准可用于不同类型的能源,如化石燃料、风能、光伏电池和生物质能.将这些标准用于核能,能很清楚地看出快堆与压水堆系列匹配起来,则核工业甚至能更有效地长期满足所有可持续性的标准.总之，核工业仅仅是产生如此少量废物的工业，这意味着，不必像大多数废物那样，在环境中稀释它。核工业废物能够被储存和管理，因此能避免任何泄漏或污染。水堆/燃料后处理/快堆三者匹配可使核工业满足可持续能源的三条标准:在快堆能够完成连续的燃料循环、逐步引进的条件下，燃料可保证数千年的供应;第二代核电反应堆做了改进，它们逐步被第三代和第四代反应堆所代替，将进一步改进运行条件下已经很好的环境表现;快堆多次循环的可能性能够帮助进一步减少防止对环境任何有害影响、也已经管理和储存的最终放射性废物的毒性。

摘要： 本文介绍了堆芯物理计算程序系统ERANOS的主要特点和功能，以及利用该程序系统对CEFR、BN600等堆芯中子学特性进行的验证计算情况。通过上述应用总结综合论证了ERANOS程序系统应用到不同类型快堆设计中的适用性，并为该系统可靠地应用到我国后续快堆设计提供参考依据。

摘要： 本文介绍通过三维物理／热工耦合计算所进行的一个700MWe超临界快堆的初步概念设计，该设计参考了传统的液态金属快堆和轻水堆的部分设计准则，采用MOX燃料和不锈钢包壳设计燃料棒。子通道分析结果表明所设计的堆芯最大包壳壁面温度小于650°C，平均功率密度达到295W/cc，最大线功率密度小于39kW/m，平均线功率密度为20kW/m，冷却剂出口温度大于500°C，整个寿期内空泡反应性系数保持负值。

摘要： 钍资源作为一种潜在核资源其利用问题越来越受到重视。本文以600MWe快堆堆芯为基础，在确保堆芯安全的前提下，合理有效的把钍转换成易裂变核素233U。利用法国引进的ERANOS程序进行计算分析，通过对不同的燃料类型、转换区的转换比、比产额、易裂变核素的年产量、232U含量等参数进行比较。结果表明，(Pu，U)O2混合燃料作为驱动燃料、钍作为转换区材料的堆芯方案能充分发挥堆芯各区的中子能谱优势，而得到较大的转换比，同时转换区的比产额和年产量较高，232U含量也较低。

摘要： 浸没在液态钠中的快堆堆芯组件在地震作用下发生振动,可能导致组件结构损坏或堆芯结构变形,从而影响反应堆结构完整性和安全,流体使该振动表现为强烈的非线性,因此研究地震引起的流固耦合效应对快堆抗震分析十分重要.本文主要研究流固耦合问题中附加质量的计算方法,该方法由Westergaard首先提出,是一种考虑水体对结构作用的简化动力学计算方法,它将动水压力等效成质量附加在结构上,质量等效原则自提出在各行业得到广泛应用,但缺乏详细理论推导.本文首先推导出附加质量公式,并对该公式进行有效性分析；接着对单根和两根组件用CASTEM在空气和水中进行建模；最后将频率、碰撞力分别与试验值比较,结果表明计算值和实验值吻合.

摘要： 本文根据调研了解到的国外快堆退役情况,对废钠的产生、残留钠的处置以及废钠的最终处理作简单介绍,最后结合国内快堆发展现状,提出了—些废钠研究内容设想.

摘要： 中国实验快堆主容器上方旋塞采用硅酸钙制品作为绝热材料,该材料存在与钠蒸气以及液态钠接触的可能性.通过开展硅酸钙绝热材料在高温钠、钠蒸气环境中的腐蚀实验,并对实验后样品进行表面形貌、剖面形貌以及导热性能测量等观察分析,以评估该材料与高温钠和钠蒸气环境的相容性能.结果 表明:硅酸钙在液态钠和钠蒸气中不发生激烈的化学反应;液态钠和钠蒸气对硅酸钙的作用仅发生在表层,硅酸钙材料内部的颜色及形貌与试验前没有区别,未见钠的渗入,也未见任何裂纹或破损;试验后硅酸钙材料的热导性能与试验前基本相同,液钠和钠蒸气对硅酸钙的绝热性能基本没有影响.硅酸钙表现出较好的抗钠腐蚀性能.

摘要： 快堆钠工艺间的钢覆面结构是防止泄漏的钠与混凝土接触的重要屏障,其完整性直接关系到钠火事故下建筑结构的完整性和可靠性.本文以中国实验快堆309管廊间为研究对象,梳理了可能影响到钢覆面完整性的各项因素,基于池式钠火分析软件的输出结果,在建立钢覆面破损二维稳态模型的基础上,利用ANSYS热-结构耦合功能系统地分析了钢覆面的应力、应变分布.研究表明,在发生超设计基准的钠泄漏钠火事故时,钢覆面上的漏钠燃烧持续30min后,其厚度从3mm腐蚀至1.53mm,并在两块钢板的焊接部分出现应力集中区,最大应力超过了材料的屈服强度,材料发生塑性变形,且局部的塑性应变超过了材料允许的最大应变,存在断裂的风险.本文的研究结果对后续快堆钢覆面结构的设计和安全评定方面具有一定的参考价值.

摘要： 对国产T91及316Ti钢进行室温下200keV的Xe+离子辐照,使用X射线衍射(XRD)、透射电镜(TEM)等检测方法研究不同损伤剂量下辐照对材料相的稳定性和微观结构变化的影响.研究结果表明:T91钢辐照后未发生明显相变,而316Ti发生了γ(FCC)→α(BCC)的马氏体相变,且随辐照损伤剂量的增加,α相含量增加,相变的主要驱动力为辐照离子在辐照层的聚集从而产生的剪切应力;T91钢中的M23C6.颗粒随辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显,主要是由于辐照粒子的轰击削弱了M23C6颗粒晶格的稳定性,晶格塌陷成为非晶状态;316Ti钢在较低辐照损伤剂量(4.6dpa)下出现黑斑结构,而在高辐照损伤剂量(37.1dpa)下黑斑结构进一步聚集形成位错环.

摘要： 对国产T91及316Ti钢进行室温下200keV的Xe+离子辐照,使用X射线衍射(XRD)、透射电镜(TEM)等检测方法研究不同损伤剂量下辐照对材料相的稳定性和微观结构变化的影响.研究结果表明:T91钢辐照后未发生明显相变,而316Ti发生了γ(FCC)→α(BCC)的马氏体相变,且随辐照损伤剂量的增加,α相含量增加,相变的主要驱动力为辐照离子在辐照层的聚集从而产生的剪切应力;T91钢中的M23C6.颗粒随辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显,主要是由于辐照粒子的轰击削弱了M23C6颗粒晶格的稳定性,晶格塌陷成为非晶状态;316Ti钢在较低辐照损伤剂量(4.6dpa)下出现黑斑结构,而在高辐照损伤剂量(37.1dpa)下黑斑结构进一步聚集形成位错环.

摘要： 本发明涉及一种用于核反应堆、尤其用于钠冷快中子反应堆的组件，所述组件包括具有纵向轴线(X)的壳(10)，所述壳的每个主表面在中央部分具有用于与相邻组件隔离的板片(2)，板片具有向外凸起的部分，所述组件还具有增强衬筒(3)，增强衬筒附接并保持在壳(10)内，面对板片(2)布置。

摘要： 本实用新型的实施例提供了一种电堆检漏快插接头及电堆检漏设备，涉及电堆气密性检漏结构领域。旨在提高电堆气密性检测的效率。电堆检漏快插接头包括套筒、锁紧套、活动卡件以及气管接头；套筒的一端用于供电堆接头插入，套筒的另一端设置有气管接头；套筒的周壁设置有安装孔，活动卡件活动设置在安装孔内；锁紧套沿轴向活动套设在套筒的外周；锁紧套用于在第一位置的情况下推动活动卡件对插入套筒的电堆接头进行抵接；或者锁紧套用于在第二位置的情况下避让活动卡件。电堆检漏设备包括电堆接头以及电堆检漏快插接头。通过操作锁紧套能够使电堆接头插入套筒进行检漏测试或者拔出套筒，安装拆卸方便，能够提高电堆气密性检测的效率。

摘要： 一种钠冷快堆卷吸现象堆外可视化实验系统及实验方法，该系统包括卷吸实验装置、水箱、给水泵、引水泵、流量计和若干阀门及连接管道；卷吸实验装置为两侧视窗和前后框型筋板构成的中空容器，一端底部侧面设有水平进口段，另一端底部设有排水口；其内设有一圆管，在预设位置处由出口窗口分成上下两段，下半段与出口管路相连；圆管与排水口间设有竖直挡板，与水平进口段间设有可拆卸的导向板；卷吸实验装置与水箱分别通过给水管路、回水管路和排水管路相连；给水泵和引水泵分别布置在给水管路和回水管路，且回水管路设有旁路。本发明实验系统能够模拟钠冷快堆内可能发生的多种类型卷吸现象，可用于可视化研究快堆钠池液面卷吸现象发生准则和热工水力特性，揭示卷吸机理。

摘要： 本发明涉及一种钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统，包括支架、设置在支架上的温度可控型环形电阻丝加热炉、顶部与温度可控型环形电阻丝加热炉底部连接的第一高温熔体气动阀、顶部与第一高温熔体气动阀底部连接的增压补热管、顶部与增压补热管底部连接的第二高温熔体气动阀、设置在第二高温熔体气动阀下方的可视化实验容器及设置在可视化实验容器内的碎化产物收集器，所述可视化实验容器采用透明材料制成。

摘要： 本发明公开了一种超临界二氧化碳入堆的高效双循环钠冷快堆发电系统及方法，该系统包括反应堆、高压钠‑超临界二氧化碳换热器、高压透平、高压回路发电机、高压高温回热器、高压低温回热器、余热换热器、高压预冷器、高压主压缩机、高压再压缩机、低压钠‑超临界二氧化碳换热器、低压透平、低压回路发电机、低压回热器、低压预冷器、低压压缩机。本发明首先通过设置高压钠‑超临界二氧化碳换热器和低压钠‑超临界二氧化碳换热器，实现超临界二氧化碳直接入堆，提升主气温度进而提升了发电效率。此外，通过布置高、低压超临界二氧化碳循环，实现超临界二氧化碳动力循环的吸热温度区间与液态金属钠的放热温度窗口的良好匹配，进一步提升了发电效率。

摘要： 一种适用于液态金属快堆的全堆芯子通道预处理建模方法，1、根据用户给定的燃料组件总数和组件类型数量，确定全部组件的排布，并计算各组件的中心坐标；2、根据用户给定的盒间流模型，对盒间流通道、间隙进行编号建模和参数计算；3、根据上述步骤确定的组件类型、中心坐标、用户给定的燃料棒数量、棒径等，来进行组件内的棒、通道、间隙的编号、建模和参数计算；4、给定瞬态的边界条件，支持瞬态功率变化函数、入口流量变化函数以及入口温度变化函数；5、根据计算得到的子通道和燃料棒几何坐标和边界状态参数，按照VTK file2.0格式进行建模，可视化显示全堆芯/组件的几何结构；6、根据以上参数，生成满足液态金属快堆子通道分析软件的输入卡。

摘要： 本发明涉及一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法，根据核素的累积产额计算核素的堆芯积存量，结合堆芯损伤份额以及各核素的释放份额计算堆芯释放至一回路钠池的源项，根据从堆芯释放至覆盖气腔的释放份额计算放射性核素从堆芯释放至覆盖气腔源项，若事故类型确定为旋塞密封丧失，则计算释放至安全壳源项的变化速率；若事故类型确定为双层容器熔穿或者泄漏，则计算堆坑中气载源项的变化速率；进一步计算释放至环境的源项。采用本发明中公开的估算方法，能够在钠冷快堆发生事故时基于设施运行数据和堆芯积存量，计算在不同释放途径下动态分阶段向一回路、安全壳和环境释放源项，可以为应急情况下采取相应防护措施提供决策依据。

摘要： 一种用于控制钠冷快堆中的反应性的系统和方法以及核反应堆。系统的两端分别与用于容纳钠冷却剂的堆芯容器连通，系统包括：提取单元，提取单元用于从堆芯容器中抽取钠冷却剂；控制单元，控制单元位于提取单元的下游，用于将钠冷却剂和控制物混合形成混合冷却剂，并调节混合冷却剂中控制物的含量，以控制钠冷快堆中的反应性；排出单元，排出单元位于控制单元的下游，用于将混合冷却剂供入堆芯容器中。利用控制物对核反应堆的反应性进行控制属于补偿控制，不需要特定位置，可以简化反应堆结构设计，提高反应堆运行的经济性。

摘要： 一种钠冷快堆卷吸现象堆外可视化实验系统及实验方法，该系统包括卷吸实验装置、水箱、给水泵、引水泵、流量计和若干阀门及连接管道；卷吸实验装置为两侧视窗和前后框型筋板构成的中空容器，一端底部侧面设有水平进口段，另一端底部设有排水口；其内设有一圆管，在预设位置处由出口窗口分成上下两段，下半段与出口管路相连；圆管与排水口间设有竖直挡板，与水平进口段间设有可拆卸的导向板；卷吸实验装置与水箱分别通过给水管路、回水管路和排水管路相连；给水泵和引水泵分别布置在给水管路和回水管路，且回水管路设有旁路。本发明实验系统能够模拟钠冷快堆内可能发生的多种类型卷吸现象，可用于可视化研究快堆钠池液面卷吸现象发生准则和热工水力特性，揭示卷吸机理。

摘要： 本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。