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微型中子源反应堆热工水力安全分析

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摘要微型中子源反应堆$简称微堆%是一种典型的罐池式反应堆!采用自然对流循 环 冷 却" 为 研 究 微 堆 的安全性!对其额定功率运行以及事故工况下的瞬 态 热 工 水 力 特 性 进 行 了 模 拟" 针 对 额 定 功 率 运 行 工 况!采用 J(a 软件进行瞬态热工水力三维数值模拟!同时采用 _EZ[C!程序进行一维计算!二者计算结 果相符!表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安 全 性" 采 用 _EZ[C! 程 序 对 反 应 性 引 入 事 故 进 行 了 计 算 !计 算 结 果 进 一 步 印 证 了 微 堆 的 自 稳 特 性 和 固 有 安 全 性 " 关 键 词 微 堆 &热 工 水 力 &安 全 分 析 中图分类号:ZBBI!!! 文献标志码[!!!文章编号KNNNG8MBK$$NKF%NBGNIF$GN! .0=KN+%!BF+;R@+$NK%+;03?)-.+NBNB
;)64/(34)!H).)-23,4.432,0.103,/4,4-/20, $H]\_%)1-2;<)/-7<007G2-.@,4-/20,!). >=)/=2=4.-23,-7/0.A4/2)0.)12=4 '-i0,=4-22,-.154,'42=06+D.0,64,201236;2=4 1-542;05H]\_!2=42,-.1)4.22=4,'-7G=;6,-37)/<-,-'424,13.64,2=4,-246<0>4,/0.G 6)2)0.-.6-//)64.2/0.6)2)0.>4,41)'37-246+[1202=4,-246<0>4,/0.6)2)0.!2=4J(a 1052>-,4>-1314620/0.63/22=,44G6)'4.1)0.-72,-.1)4.22=4,'-7G=;6,-37)/.3'4,)/-7 1)'37-2)0.>=)742=4_EZ[C!/064>-1314620/-7/37-240.4G6)'4.1)0.-72,-.1)4.22=4,G '-7G=;6,-37)/<-,-'424,1+:=4,413721052=42>0/-7/37-2)0.1-,4/0.1)124.2!).6)/-2).* 2=4/0,,4/2.411052=4/-7/37-2)0.,413721-.62=41-542;052=4,-246<0>4,/0.6)2)0.+ :=4_EZ[C!/064 >-13146201)'37-24,4-/2)A)2;).14,2)0.-//)64.2-.6032<322=4 2,-.1)4.22=4,'-7G=;6,-37)/<-,-'424,1-524,2=4-//)64.2!>=)/=53,2=4,6424,').412=4 6;.-')/1475G12-9)7)2;/=-,-/24,)12)/1-.6).=4,4.21-542;05H]\_+ B+-C0/.6)H]\_&2=4,'-7G=;6,-37)/1&1-542;-.-7;1)1
第B期 ! ! 尹 ! 皓 等 )微 型 中 子 源 反 应 堆 热 工 水 力 安 全 分 析
IFB
温 度 分 布 #自 然 循 环 流 量 及 压 力 分 布 等 " 因 此 ! 需对额定功率及事故工况分别进行模拟计算! 得到 各 热 工 水 力 参 数 的 瞬 态 值!以 确 保 其 在 额 定工况和事故工况中任何时刻的安全性"
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! ! 微 型 中 子 源 反 应 堆 $简 称 微 堆 %主 要 用 于 中 子 活 化 分 析#医 院 中 子 照 射 以 及 为 物 理 实 验 提 供中子源等方面 " 'KG$( 微堆为罐池式结 构!整 个
堆 本 体 部 分 浸 没 在 一 个 大 水 池 中!采 用 非 能 动 自然循环方式进行冷却 " 'B( 微堆热工安全 分 析 的内容主要包括额定功率及事故工况下堆内的
近年来!计 算 机 技 术 和 商 用 J(a$计 算 流 体动 力 学%软 件 不 断 发 展!J(a 软 件 越 来 越 多 地被应用于反应堆热工水力问题的数值模拟和 研究中"_EZ[C! 程 序 是 由 美 国 核 管 理 委 员 会 发 起!爱 达 荷 州 国 家 工 程 与 环 境 实 验 室 开 发 的大型通用 程 序!对 压 水 堆#沸 水 堆#研 究 堆 和 一般热工水力装置的热工水力瞬态行为均能进 行模拟和计算"本工作根据微堆热工安全分析 的内 容!分 别 利 用 三 维 J(a 软 件 和 _EZ[C! 程序进行额定功率工况下反应堆运行的瞬态热 工 水 力 模 拟!将 二 者 所 得 结 果 相 互 比 较 以 验 证 计算的准确 性" 此 外!进 行 反 应 性 引 入 事 故 分 析!利用 _EZ[C!程序对额定功率 运行 后引入 阶 跃 反 应 性 事 故 进 行 计 算!得 到 相 关 热 工 水 力 参数动态变化结果 " 'I(
收 稿 日 期 $NK%GN!GK$&修 回 日 期 $NK%GN%GN! 作 者 简 介 尹 ! 皓 $KMFM, %!女 !河 北 邯 郸 人 !工 程 师 !硕 士 !从 事 反 应 堆 热 工 安 全 研 究 网 络 出 版 时 间 $NK%GNMGN%&网 络 出 版 地 址 =22<)$@.1+/.@)+.42+@/'1+642-)7+KK+$NII+:Z+$NK%NMN%+KI$F+NKF+=2'7Βιβλιοθήκη ! 第!$卷 第B期 !$NKF年B月
原子能科学技术 [20')/E.4,*;\/)4./4-.6:4/=.070*;
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微型中子源反应堆热工水力安全分析
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$中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部!北京!KN$IKB%

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反应堆安全分析整理资料

反应堆安全分析整理资料

核反应堆安全分析英文缩写ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故BOL Beginning Of Life 寿期初CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度C I A E C h i n a i n s t i t u t e o f a t o m i c e n e r g y中国原子能科学研究院D B A design basic accident 设计基准事故DOE department of energy 美国能源部DCH direct containment heating 直接安全壳加热DNB departure from nucleate boiling 偏离泡核沸腾DNBR departure from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器E S S emergency shutdown system 紧急停堆系统E C C S e mergency core coolant system 应急堆芯冷却系统EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆E F S emergency feed-water system 应急给水系统E F W emergency feed water 紧急供水E SF emergency safety features 专设安全设施E P R I the electric power research institute 美国电力研究会EOL end o f life 寿期末EFPD effective full power days 有效满功率天数FP full power 满功率fission product 裂变产物FRC fuel rod cladding 燃料包壳GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆HPIS high pressure injection system 高压安注系统H T G R high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆IFR integral fast reactor 整体快堆IAEA international atomic energy agency 国际原子能机构ICRP international commission on radiological protection 国际辐射防护委员会INSAG International nuclear safety advisory group 国际核安全咨询组LPIS low pressure injection system 低压安注系统L O C A loss of coolant accident 失水事故L OFA loss of flow accident 失流事故L O F W loss of feed water 主给水丧失L O O P loss of off-site power 失去厂外电源MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂NRC nuclear regulatory commission 美国核管会NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会PWR pressurized water reactor 压水堆P S A p robabilistic safety assessment 概率安全评价R C S reactor coolant system 反应堆冷却系统RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵ROH reactor outlet header 反应堆出口集管R I H reactor inlet header 反应堆入口集管R H R residual heat removal 余热排出R S S reactor safety study 反应堆安全研究RSC radiation safety committee 辐射安全委员会R I A reactivity insertion accident 反应堆引入事故SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故SARP severe accident research program 严重事故研究项目S F R sodium-cooled fast reactor 钠冷快堆SIR safe integral reactor 固有安全堆S C W R super-critical-water reactor 超临界水冷堆SG steam generator 蒸汽发生器SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂S G C C s tate grid corporation of china 国家电网公司V H T R very-high-temperature reactor 超高温气冷堆名词解释1.冗余度：核电厂安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。

基于中子热工水力耦合程序的压水堆事故瞬态分析

基于中子热工水力耦合程序的压水堆事故瞬态分析

维 中子程序分别执行计算 ，并交换计算过程 中所需的数据 。前一种耦合模式需要大量的 编程工作来实现程序 的耦合 ，而后一种耦合模式只需对已有代码进行少量修改 。但 ２ 个 程序之间的数据交换 以及正确的选择时间序列非常关键 ，因此 ，必须重视程序执行过程 中的数据传输过程和相关 的时间控制 。并行耦合方法 的优点是程序代码完全分离 ，可以 独立地进行更新和维护 。 目前有一些代码可以模拟中子和热工水力耦合效应 ， 如Ｃ Ｏ Ｒ Ｄ ． ２ 、 Ｄ Ｙ Ｎ Ｃ Ｏ、 Ｐ Ａ Ｒ Ｃ Ｓ
水堆计算 ，对于其他类型的反应堆不具备足够的精度。程序包 由于使用功能强大的中子 热工水力模型 ，因此程序可以进行广ห้องสมุดไป่ตู้的模拟计算 。通过耦合 ＷＩ ＭＳ 和Ｃ Ｉ Ｔ Ａ Ｔ Ｉ Ｏ Ｎ，可 以计算每一个时间步长的反馈效应 ， 然后提交给点堆动力学方程和 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５ 程序用于计
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等．但它们仅采用简单的热＿ Ｔ水力计算模型 ，热Ｔ水力模型的计算能力有限。例如．耦 合的 Ｐ Ａ Ｒ Ｃ Ｓ和 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５程序不能进行在线 中子截面更新或仅采用插值法进行反应性系 数的计算 。 另一个例子为耦合程序 Ａ Ｔ Ｈ Ｌ Ｅ Ｔ ／ Ｄ Ｙ Ｎ３ Ｄ， Ｄ Ｙ Ｎ ３ Ｄ将中子动力学模型结合到 Ａ Ｔ Ｈ Ｌ Ｅ Ｔ的传热和热传导模型中， 从Ｄ Ｙ Ｎ ３ Ｄ计算的功率分布传输给 Ａ Ｔ Ｈ Ｌ Ｅ Ｔ ， Ａ Ｔ Ｈ Ｉ Ｅ Ｔ
数， 使Ｉ Ｒ Ｔ Ｒ Ａ Ｎ能够精确模 拟传 统以及未来先进 的反应堆系统 。 在这个程序包 中， ＷＩ ＭＳ Ｄ４ 、 Ｃ Ｉ Ｔ Ａ Ｔ Ｉ Ｏ Ｎ和 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５ ／ ３ ． ２作 为 Ｉ Ｒ Ｔ Ｒ ＡＮ 的主要核心耦 合在 一起 ，ＷＩ ＭＳ主要用于执行每一
核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析复习内容核反应堆安全分析是指对核反应堆系统的设计、运行和事故处理等方面进行全面、系统的安全评估和分析。

本文将对核反应堆安全分析的一些重要内容进行复习，包括核反应堆的基本原理、核反应堆事故、核反应堆的设计与控制措施、核反应堆的防护屏障与安全壳等。

一、核反应堆的基本原理核反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，通过控制核反应速率，产生一定的能量。

核反应堆中使用的燃料为铀或钚等放射性物质，通过控制核反应链的速率来控制热能的释放。

核反应堆可以分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。

二、核反应堆事故核反应堆事故是指在核反应堆系统中发生的意外事件，导致辐射泄漏或其他安全风险。

常见的核反应堆事故有燃料棒泄漏、冷却剂失效、控制棒失效等。

核反应堆事故可能导致辐射泄漏、安全壳破裂等严重后果，因此对核反应堆事故进行分析和预防非常重要。

三、核反应堆的设计与控制措施核反应堆的设计和控制措施是保证核反应堆安全运行的重要环节。

核反应堆设计需要考虑冷却剂循环、燃料棒、控制棒等的布局和选用，以确保核反应堆的稳定性和冷却性能。

核反应堆的控制措施包括控制棒的插拔、冷却剂流量的调节，以确保核反应链的稳定和热能的控制。

四、核反应堆的防护屏障与安全壳核反应堆的防护屏障与安全壳是核反应堆事故发生时保护人员和环境安全的重要措施。

防护屏障主要包括燃料棒外壳、反应堆本体壳体等，用于阻挡辐射和防止燃料泄漏。

安全壳则是一个更加完整的屏障，可以在事故发生时封闭核反应堆，并防止辐射和热能的泄漏。

五、其他安全问题除了以上内容外，核反应堆安全分析还需要关注其他一些安全问题，如辐射防护、应急准备、运行监测等。

辐射防护是保护工作人员免受核反应堆辐射的伤害，需要合理设置防护设施和个人防护措施。

应急准备包括事故应急预案的制定和应急演练的进行，以应对可能发生的事故。

运行监测则是对核反应堆的运行状态进行实时监测和数据分析，以确保核反应堆在正常工作条件下运行。

反应堆安全分析整理资料

反应堆安全分析整理资料

反应堆安全分析整理资料核反应堆安全分析英文缩写ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故BOL Beginning Of Life 寿期初CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度C I A E C h i n a i n s t i t u t e o f a t o m i c e n e r g y中国原子能科学研究院D B A design basic accident 设计基准事故DOE department of energy 美国能源部DCH direct containment heating 直接安全壳加热DNB departure from nucleate boiling 偏离泡核沸腾DNBR departure from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器E S S emergency shutdown system 紧急停堆系统E C C S e mergency core coolant system 应急堆芯冷却系统EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆E F S emergency feed-water system 应急给水系统E F W emergency feed water 紧急供水E SF emergency safety features 专设安全设施E P R I the electric power research institute 美国电力研究会EOL end o f life 寿期末EFPD effective full power days 有效满功率天数FP full power 满功率fission product 裂变产物FRC fuel rod cladding 燃料包壳GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆HPIS high pressure injection system 高压安注系统H T G R high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆IFR integral fast reactor 整体快堆IAEA international atomic energy agency 国际原子能机构ICRP international commission on radiological protection 国际辐射防护委员会INSAG International nuclear safety advisory group 国际核安全咨询组LPIS low pressure injection system 低压安注系统L O C A loss of coolant accident 失水事故L OFA loss of flow accident 失流事故L O F W loss of feed water 主给水丧失L O O P loss of off-site power 失去厂外电源MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂NRC nuclear regulatory commission 美国核管会NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会PWR pressurized water reactor 压水堆P S A p robabilistic safety assessment 概率安全评价R C S reactor coolant system 反应堆冷却系统RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵ROH reactor outlet header 反应堆出口集管R I H reactor inlet header 反应堆入口集管R H R residual heat removal 余热排出R S S reactor safety study 反应堆安全研究RSC radiation safety committee 辐射安全委员会R I A reactivity insertion accident 反应堆引入事故SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故SARP severe accident research program 严重事故研究项目S F R sodium-cooled fast reactor 钠冷快堆SIR safe integral reactor 固有安全堆S C W R super-critical-water reactor 超临界水冷堆SG steam generator 蒸汽发生器SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂S G C C s tate grid corporation of china 国家电网公司V H T R very-high-temperature reactor 超高温气冷堆名词解释1.冗余度：核电厂安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。