研究堆

摘要： 为满足国内对某材料辐照生产能力的需求,结合某研究堆现有水冷同位素辐照孔道数量不能满足以上产能要求以及现有回路的冷却能力不足的现状,必须对现有水冷同位素辐照孔道进行提升改造。为满足以上改造需求,需在现有一条靶件堆外冷却回路系统的基础上,新增一条靶件堆外冷却回路系统,并对其配套回路监控系统进行改造。改造后的监控系统采用DCS实现热工测量、电气监控等系统数据的巡检、显示、报警等功能,使运行人员能及时得到系统的各种数据从而监视水冷同位素冷却系统的运行状态,便于运行人员对整个系统进行监视和管理,满足靶件辐照生产的需要,对于保证靶件辐照安全起到重要作用。

摘要： 通过分析某研究堆差压变送器的性能变化和所采取的老化管理措施,讨论差压变送器防老化管理和维护保养的措施。

摘要： 针对研究堆老化管理,通过分析国内研究堆老化管理现状,梳理研究堆老化管理法规标准和研究堆老化管理监督等存在的不足,提出加快法规标准修订、提高老化管理审查水平、完善老化管理监督文件体系,促进研究堆老化管理监管规范化。

摘要： 本文概括性总结了我国近年来核与辐射领域的发展现状,重点概述了我国核电厂和研究堆的建设和运营情况,总结了核与辐射安全监管方面的历史和现状,汇总了我国核安全领域的法规体系,对我国核工业的发展,尤其是近十年的成就和成功经验进行客观性的总结概括,为我国接下来在核与辐射安全领域的发展提出建议。

摘要： 某研究堆应急不间断电力系统在调试期间,其母线及负载绝缘监测装置发出绝缘低异常报警信号,通过技术判断确认该报警为一起由系统接地形式与设备选型不匹配导致的误报。从电力系统结构、绝缘监测装置工作原理出发,对绝缘监测装置异常报警发生的原因进行分析,并进一步对其影响进行了说明,最终选择了一种较为合理的解决方案,为研究堆电力系统的设计、调试与运行提供一些借鉴与参考。

摘要： 为了实现PID控制器参数的在线调节,利用BP神经网络的自适应能力,对PID参数进行实时整定,设计BP神经网络PID控制器。基于研究堆堆芯传递函数模型,结合堆芯控制系统设计原理,建立研究堆堆芯功率BP神经网络PID控制系统,开展堆芯动态仿真研究。结果表明,与传统PID控制器相比,BP神经网络PID控制器具有超调量小、响应快等特点,控制效果更佳,适用于研究堆堆芯功率控制。

摘要： “过程控制”是维修过程中控制质量的关键措施,这一措施既要有科学的管理理论,更需要将质量目标分解,通过过程程序在现场实践中逐步控制。良好的过程质量控制是系统控制和分散管理的结合,通过在某研究堆一回路压力边界整治上应用“过程控制”措施,不仅有效保证了维修质量,规避了可能出现的维修风险,同时也实现了对检修人员技能的升华,为研究堆乃至核行业设备检修管理提供了一种参考。

摘要： 研究堆的安全设计要求仪控系统具有纵深防御的特点,其设计需满足研究堆的总纵深防御目标,保证在堆的各种运行工况条件下,能可靠执行监测、控制、保护、报警等功能.为了保证实验堆仪控系统的设计满足我国及国际法规的要求,本文详细论述了研究堆仪控系统的纵深防御设计并对其与标准的符合性进行了分析.通过分析,得出了实验堆仪控系统纵深防御设计方案满足现有标准的要求和研究堆总的安全要求的结论,为实验堆仪控系统的设计提供参考.

摘要： 安全分析用计算机程序的验证对反应堆设计和安全运行具有重要意义。我国目前研究堆安全分析程序的验证要求尚不明确,本文列举了研究堆安全分析常用的七类计算机程序,说明了各自的功能和主要特点,并根据各程序特点探讨了各安全分析程序验证的主要方法和要求,可为研究堆安全分析程序的验证提供参考。

摘要： 法兰连接广泛应用于核反应堆各系统中,法兰发生泄漏会影响反应堆的正常运行,严重时还会造成人员伤害和环境污染,因此确保法兰密封的有效性对于保证反应堆正常运行具有重要意义.在法兰维修间隔期间,为对法兰密封的有效性进行检查与跟踪管理,可以通过测量两法兰之间的不平行度以及径向偏差值进行间接判定.通过测量及分析某研究堆一回路管路上部分连接法兰的不平行度及径向偏差,验证了上述预测方法的适用性.

摘要： 数字化监控系统是中国先进研究堆水冷同位素系统的重要组成部分,负责在线监控水冷同位素系统的运行情况,是水冷同位素系统的安全运行指挥中心.本文根据水冷同位素系统的工艺原理,分析了该监控系统的功能特点以及监控的参数类型.该系统采用基于施耐德设备的先进计算机控制系统实现,完成热工测量、辐射监测、电气监控等系统数据的巡检、显示、报警、存储及打印,为系统异常运行趋势进行预报和报警等.本系统的实现使运行人员能及时得到系统的各种数据,从而监视整个系统的运行状态,保证运行人员方便而准确地完成期望操作.在系统的安装调试过程中积累了大量运行数据,并对调试中出现的问题进行了改进,为水冷同位素系统今后的运行与评价提供充分、可信的资料,具有重要的参考意义.

摘要： 本系统主要用于研究堆设施核事故情况下的应急管理与决策支持,采用浏览器/服务器(Browser/Server,B/S)开发框架.系统可以实现应急启动、应急通告/报告、应急响应行动等应急流程管理.异常发生后,系统可以快速进入应急状态等级辅助判断子系统,基于应急初始条件和应急行动水平(IC&EAL)确定的判断准则,快速给出综合的判断结果.系统也可以基于设施运行数据,进行堆芯工况的诊断,给出堆芯损伤定性和定量评价结果,以及在不同释放途径下的动态分阶段源项释放结果.系统包括两种运行模式:事故响应模式和应急准备/演习模式,采用WebGIS平台对应急资源和应急评价结果进行图形化展示,如:剂量计算结果和防护行动建议等.

摘要： 对研究堆的监督是环境保护部派出的地区核与辐射安全监督站一项重要工作.目前已有相应的法规和导则对研究堆的运行、管理和监督进行了规定,但是从华南核与辐射安全监督站多年对运行研究堆实施现场监督的经验来看,仍存在一些需要改进的方面.本文总结和回顾了华南核与辐射安全监督站二十多年来对研究堆的核安全监督实践,对当前研究堆监管面临的一些实际问题进行探讨,并提出了在加强研究堆核安全监管工作的建议.

摘要： 本文应用蒙特卡罗方法对中国先进研究堆(CARR)上的导管CNGC堆外导管部分的设计方案进行了模拟研究.CNGC堆外部分将采用分束设计,CNGC-S和CNGC-N的末端分别设计安装冷中子照相谱仪和小角中子散射谱仪.根据CARR中子导管大厅空间布局的要求以及谱仪对中子束流的要求确定CNGC-S的弯导管特征波长选择0.2nm,弯导管镀层材料选择m＝3的超镜,直导管长23.3m,其镀层材料选择m＝2的超镜;CNGC-N的弯导管特征波长选择0.4nm,弯导管镀层材料选择m＝3的超镜,直导管长7.3m,其镀层材料的m值为1.此设计方案为即将进行的中子导管CNGC的设计和安装提供理论参考.

摘要： 针对300 #研究堆安全棒顶端中子注量率计算中的小体积远距离中子输运问题,采用MCNP减方差方法,通过多次试算与验证计算,对比了各减方差方法在本问题中的适用情况,得到了符合误差要求的计数值.首先,根据本研究堆几何建模模型,选取了点探测器及相关的3种减方差方法进行对比计算,计算结果显示:随着粒子数的增加,计算呈现不稳定现象,未起到减方差的作用.之后,将原有几何模型重新分层建模,并分配适当的栅元重要性,将中子引向目标栅元.按此方法,通过检查中子在各栅元中的径迹及碰撞情况,并增加粒子数计算,得到的计数结果表明:计数相对误差在5％以内,品质因子保持稳定,实现了减方差的目的.

摘要： 中国先进研究堆(CARR)燃耗反应性系数测量试验采用控制棒棒栅效率刻度法来获取初装态反应堆满功率运行时的燃耗反应性系数.该试验的目的是通过测量获得反应堆燃耗反应性系数,为将来CARR长期安全运行提供原始基准数据,同时验证设计理论计算结果.试验采用了两种测量方案,两种测量方案获得的燃耗反应性系数均为负值,且二者数值符合度高,测量结果与核设计值有一定偏差,但满足试验验收准则.

摘要： 本文针对研究堆开展燃料辐照试验中所使用的高温高压辐照装置,分析了辐照装置稳态运行时的散热.首先,为验证计算方法的准确性,以压水堆实验燃料组件在中国原子能科学研究院重水研究堆(HWRR)上的辐照装置为例,将散热计算结果与测量结果比较,表明散热计算可靠.之后,将计算方法用于中国原子能科学研究院先进研究堆(CARR)上的高温高压辐照装置的散热计算,计算给出的辐照装置散热功率,可作为初始输入参数,用于考验燃料组件功率和燃耗的计算、辐照装置及高温高压回路在事故下的安全分析.

摘要： 针对CFETR及未来DEMO堆设计与建造对氚增殖包层及固态氚增殖剂的技术发展需求,中国亟需建立固态氚增殖剂堆内辐照考核实验研究平台,开展固态氚增殖剂球床在反应堆内辐照产氚考核试验,完成辐照球床组件的无损检测与解体检验分析,获得固态氚增殖剂的辐照产氚性能数据,为固态氚增殖包层设计、材料性能考核评价和安全分析评审提供重要依据和可靠保证.

摘要： 针对CFETR及未来DEMO堆设计与建造对氚增殖包层及固态氚增殖剂的技术发展需求,中国亟需建立固态氚增殖剂堆内辐照考核实验研究平台,开展固态氚增殖剂球床在反应堆内辐照产氚考核试验,完成辐照球床组件的无损检测与解体检验分析,获得固态氚增殖剂的辐照产氚性能数据,为固态氚增殖包层设计、材料性能考核评价和安全分析评审提供重要依据和可靠保证.

摘要： 针对CFETR及未来DEMO堆设计与建造对氚增殖包层及固态氚增殖剂的技术发展需求,中国亟需建立固态氚增殖剂堆内辐照考核实验研究平台,开展固态氚增殖剂球床在反应堆内辐照产氚考核试验,完成辐照球床组件的无损检测与解体检验分析,获得固态氚增殖剂的辐照产氚性能数据,为固态氚增殖包层设计、材料性能考核评价和安全分析评审提供重要依据和可靠保证.

摘要： 本发明涉及一种核反应堆设备去污研究装置。为解决我国快中子反应堆粘钠设备堆外去污研究问题，本发明提供了一种模拟快堆粘钠设备堆外去污研究的试验装置。该试验装置包括配液罐、去污罐、废液罐、真空泵、循环泵和温控器；所述去污罐顶部低于配液罐底部，所述废液罐顶部低于去污罐底部。本发明的试验装置适用性广，能够用于开展多种粘钠设备去污方法的去污试验研究，具有安全性和可靠性强，建造费用低，操作便捷，废液易回收等优点，便于去污剂种类、去污温度、去污时间、去污剂流速等条件的选择，有效解决了我国快中子反应堆粘钠设备堆外去污研究问题。

摘要： 本发明涉及一种核反应堆设备去污研究装置。为解决我国快中子反应堆粘钠设备堆外去污研究问题，本发明提供了一种模拟快堆粘钠设备堆外去污研究的试验装置。该试验装置包括配液罐、去污罐、废液罐、真空泵、循环泵和温控器；所述去污罐顶部低于配液罐底部，所述废液罐顶部低于去污罐底部。本发明的试验装置适用性广，能够用于开展多种粘钠设备去污方法的去污试验研究，具有安全性和可靠性强，建造费用低，操作便捷，废液易回收等优点，便于去污剂种类、去污温度、去污时间、去污剂流速等条件的选择，有效解决了我国快中子反应堆粘钠设备堆外去污研究问题。

摘要： 一种核反应堆封头(12)包括容器上封头(14)、贯穿件(36)，该贯穿件沿着贯穿轴线(B)延伸穿过容器上封头(14)以允许控制杆驱动机构(32)的控制轴(34)穿过容器上封头(14)并到达核反应堆(2)的对应的控制引导管(30)，贯穿件(36)包括延伸穿过容器上封头(14)的贯穿管(38)和在贯穿管(38)内并与贯穿管(38)同轴地延伸的热套筒(40)，热套筒(40)和贯穿管(38)之间具有轴向间隙，其中核反应堆封头还包括附接到热套筒(40)的下端上用于与对应的控制杆引导管(30)的上端保持最小间距的间隔件(60)。

摘要： 本实用新型涉及一种核反应堆设备去污研究装置。为解决我国快中子反应堆粘钠设备堆外去污研究问题，本实用新型提供了一种模拟快堆粘钠设备堆外去污研究的试验装置。该试验装置包括配液罐、去污罐、废液罐、真空泵、循环泵和温控器；所述去污罐顶部低于配液罐底部，所述废液罐顶部低于去污罐底部。本实用新型的试验装置适用性广，能够用于开展多种粘钠设备去污方法的去污试验研究，具有安全性和可靠性强，建造费用低，操作便捷，废液易回收等优点，便于去污剂种类、去污温度、去污时间、去污剂流速等条件的选择，有效解决了我国快中子反应堆粘钠设备堆外去污研究问题。

摘要： 本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。

摘要： 本发明提供一种用于研究堆第二停堆系统的注硼系统，该系统包括硼液罐、进口阀门、注硼管、出口阀门和硼液回收罐，所述硼液罐的出液口通过第一管道与所述注硼管的进液口连接，所述注硼管的出液口通过第二管道与所述硼液回收罐的进液口连接，所述进口阀门设置在所述第一管道上，所述出口阀门设置在所述第二管道上，所述注硼管设置在反应堆内燃料组件的周围。与现有技术比较，本发明提供的用于研究堆第二停堆系统的注硼系统，结构简单、动作快速、制造安装容易、检修方便，而且硼溶液与反应堆冷却剂互相隔离，执行完停堆功能后不需要对反应堆冷却剂进行任何处理，可以很快的恢复反应堆的正常运行。

摘要： 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种堆芯永不裸露的研究堆。该研究堆采用池壳式堆结构，反应堆压力壳置于堆水池内的下方；用于设置主回路系统设备的主回路间布置在堆水池的水面以上，主回路间的底部通过管道与堆水池水面以下相通；在主回路系统与堆水池之间设有除气加压系统，除气加压系统包括排水背压阀和除气加压泵，排水背压阀设置在一条主回路堆入口管与堆水池之间，将主回路的一部分水减压排至堆水池，在池水中除气；除气加压泵设置在堆水池与另一条主回路堆入口管路之间，由堆水池抽水加压返回主回路。本发明能够保证破口事故下堆芯永远充满水，提高了高功率研究堆的固有安全性。

摘要： 本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。

摘要： 本发明提供一种用于研究堆第二停堆系统的注硼系统，该系统包括硼液罐、进口阀门、注硼管、出口阀门和硼液回收罐，所述硼液罐的出液口通过第一管道与所述注硼管的进液口连接，所述注硼管的出液口通过第二管道与所述硼液回收罐的进液口连接，所述进口阀门设置在所述第一管道上，所述出口阀门设置在所述第二管道上，所述注硼管设置在反应堆内燃料组件的周围。与现有技术比较，本发明提供的用于研究堆第二停堆系统的注硼系统，结构简单、动作快速、制造安装容易、检修方便，而且硼溶液与反应堆冷却剂互相隔离，执行完停堆功能后不需要对反应堆冷却剂进行任何处理，可以很快的恢复反应堆的正常运行。

摘要： 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种堆芯永不裸露的研究堆。该研究堆采用池壳式堆结构，反应堆压力壳置于堆水池内的下方；用于设置主回路系统设备的主回路间布置在堆水池的水面以上，主回路间的底部通过管道与堆水池水面以下相通；在主回路系统与堆水池之间设有除气加压系统，除气加压系统包括排水背压阀和除气加压泵，排水背压阀设置在一条主回路堆入口管与堆水池之间，将主回路的一部分水减压排至堆水池，在池水中除气；除气加压泵设置在堆水池与另一条主回路堆入口管路之间，由堆水池抽水加压返回主回路。本发明能够保证破口事故下堆芯永远充满水，提高了高功率研究堆的固有安全性。