中国实验快堆堆芯系统仿真
中国实验快堆负荷跟踪能力分析
中国实验快堆负荷跟踪能力分析张玮瑛;段天英;刘勇;张厚明;肖志【摘要】以中国实验快堆(CEFR)主工艺系统为对象,利用MATLAB/Simulink软件建立仿真模型.在负荷阶跃变化且无调节系统参与的条件下进行仿真计算,研究CEFR及类似工艺的池式钠冷快堆的负荷跟踪能力.分析关键环节在负荷阶跃变化的极端情况下的运行特性,探究此类工艺负荷跟踪运行模式的可行性,为未来大型快堆在运行模式和工艺设计上提供参考.仿真结果表明,CEFR及其类似工艺的池式钠冷快堆负荷跟踪能力有限,其中直流式蒸汽发生器是限制其负荷跟踪能力的最大瓶颈.%Taking the main process systems of China Experimental Fast Reactor (CEFR) as the research object ,all the related simulation models were built on the M A T LAB/Simulink platform .In research of the capabilities of the pool-type sodium-cooled fast breeder reactors like CEFR ,the models under load step disturbances without exerting control systems were simulated .The dynamic characteristics of the key devices and systems were analyzed to explore the possibilities of the load-following operational mode ,thus providing references for the design of future demonstration fast reactors . Simulation results show that the load-following capacity of CEFR is unsatisfactory ,for w hich the once-through steam generator may be the choke point .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)011【总页数】8页(P2028-2035)【关键词】钠冷快堆;负荷跟踪;模型;仿真;MATLAB;Simulink【作者】张玮瑛;段天英;刘勇;张厚明;肖志【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京 102413;国家核安全局华北核与辐射安全监督站,北京100191;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL361中国实验快堆(CEFR)目前均采用基荷运行模式，尚无负荷跟踪的运行经验。
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究
ZHANG Xisi，LI Zhengxin，HU Wenjun
（China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China）
Abstract: Passive shutdown system can extremely increase the safety of sodium fast reactor. It would be necessary to start the development on passive shutdown system. Self-actuated shutdown system （SASS） using Curie point magnetic alloy is a staple system of international research and development, the article discussed the setting value of Curie point temperature for SASS using Curie point magnetic alloy. In the article it had a calculation and analysis of sodium outlet temperature close to safety rods by three dimensional computational fluid dynamic code with large eddy simulation, and obtained amplitude and frequency of
在日本福岛核事故发生之后，世界上对于 核安全提出了更严苛的要求。不需要外力支持、 通过自然现象触发的非能动安全系统就在这种 大环境之下脱颖而出。根据这类效应设计的钠 冷快堆非能动停堆系统，能够把快堆的堆芯熔 化概率降低 1 到 2 个量级。
利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究
利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究陈晓亮;杨佳音;陈效先【摘要】China Experimental Fast Reactor (CEFR) is used not only for all kinds of fuels and materials irradiation ,but also as a good platform for production of radioiso-topes .Irradiation performance of CEFR was described in this paper .The production and the specific activity of 32 P ,33 P ,35 S ,89 Sr ,14 C and 60 Co were obtained by calculation code .T he results show that high purity 32 P ,33 P and 35 S can be obtained in CEFR core , and none carrier 89Sr can be produced by fast neutron (n ,p) reaction .Meanwhile ,high specific activity 14 C and 60 Co can be produced in CEFR blanket by setting moderator .It is feasible to product these radioisotopes in CEFR .%中国实验快堆（CEFR）不仅能进行各种燃料、材料辐照实验，也是放射性同位素生产的优良平台。
本文对CEFR的辐照性能进行了描述，并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素32 P、33 P、35 S、89 Sr、14 C、60 Co进行理论计算，得到了产量和比活度等参数。
中国实验快堆平衡循环不倒料优化初步研究
ｆ ｓ ｅ ｃ ｏ ，ｗｈ ｃ ｓｉ ｄ ｐ ｎ ｅ ｔｙ ｄ ｖ ｌ ｐ ｄ ｂ ｕ ｈ ｒ ａ ｔｒ ａ ｔ ｒ ｉｈ ｗａ ｎ ｅ ｅ ｄ ｎ ｌ ｅ ｅ ｏ ｅ ｙ ａ ｔ ｏ ，ｗａ ｔ ｉｅ ｈ ｓ ｐ ｐ ｒ ｔ ｓ ｕ ｉ ｚ ｄ ｉ ｔ ｉ ａ ｅ ｏ ｌ ｎ
ｆ ｒ Ｅｑｕ ｌｂｒ ｕ ｃ ｅ ｏ ｉ ｐｅ ｉ ｅ ａ ｓ ａ ｔ ｒ ｏ ｉｉ ｉ ｍ Ｃｙ ｌ ｆ Ｃｈ ｎａ Ｅｘ ｒ ｍ ｎｔ ｌＦａ ｔＲｅ ｃ ｏ
Ｙ Ａ Ｎ Ｇ ａ — ｎ ，Ｘ Ｕ ｉ Ｗ Ａ Ｎ Ｇ ｎ Ｘｉ ｏ ｙａ Ｍ ， Ｋａ ， ＬＩ Ｚｅ ｈｕ ， Ｈ ｏ — ｉ ｇ。 — ａ Ｕ Ｙ ｎｇ ｍ ｎ （ ． ｐ ｔ ｎ ｆ ｇｉｅ ｒｎ ｙ ｉｓ １ Ｄｅ ａｒｍｅ ｔ ｏ Ｅｎ ｎ ｅｉ ｇ Ｐｈ ｓｃ ，Ｔｓｎ ｈ ａＵｎｖ ｒｉｙ，Ｂｅｊｎ ０ ０ ４，Ｃｈｎ ｉ ｇ ｕ ｉｅ ｓｔ ｉｉ ｇ １ ０ ８ ｉａ； ２ Ｃｈ ｎ ｎ ｔｔ ｔ ｆ ｏ ｃＥｎ ｒ ｙ，Ｐ．０． Ｂｏ ７ — ４ ． ｉａ Ｉ ｓｉｕｅｏ Ａｔｍｉ ｅ ｇ ｘ ２ ５ ３ ，Ｂｅｊｎ ０ ４ ３，Ｃｈｎ ｉｉ ｇ １ ２ １ ｉａ；
杨晓燕 ， 《 ， 侃 ， 徐 米 王 李泽华 ， 胡永明 。
（ ． 华 大 学 工 程 物理 系 ， 京 １清 北 １０ ８ ；， 国原 子 能 科 学 研 究 院 中国 实 验 快 堆 工 程 部 ， 京 ００４２ 中 北 １２ １ ０４ ３ ３ 清 华 大 学 核 能 与 新 能 源 技 术 研 究 院 ， 京 １ ０ ８ ） ． 北 ０ ０ ４
ｃ ｄｅ ｆ ｒｆ ｓ ｅ ｃ ｏｒｉ ｌ ｔ ｄ ｔ ｅ ｅ ｆ ｃ ｉ ｅ ｏ ｏ ａ ｔ ｒ ａ ｔ Ｓｖａｉ ｅ ｏ ｂ ｆｅ ｔｖ ． ｄａ Ｋｅ ｒ ｓ ｙ ｗｏ ｄ ：Ｃｈｉ ａ Ｅｘｐ ｒｍ ｅ ａ ｓ ｅ ｃ ｏ ； ｌ ａ ｉ ａ ｔ ｒ ｎ ｅ ｉ ｎｔ ｌＦａ ｔＲ ａ ｔ ｒ ｏ ｄ ｎｇ ｐ ｔｅ ｎ；ｉ — ｏ ｅ ｆ ｅ ａ ａ ｅ ｅ ｔ ｎ ｃ ｒ ｕ ｌｍ ｎ ｇ ｍ ｎ ｃ ｄｅ ｆ ａ ｔｒ ａ ｔ ｏ ｏｒｆ ｓ ｅ ｃ ｏｒ
中国实验快堆燃料组件频率测量试验
Ｆｒ ｑｕ ｎ ｙ Ｍ ｅ ｓ ｒ ｍ ｅ ｔ Ｔｅ ｔｏ ｅ ｓ ｍ ｂ ｙ ｅ ｅ ｃ ａ ｕ ｅ ｎ ｓ ｎ Ｆｕ ｌＡｓ ｅ ｌ
第４ 卷第 １ 期 ４ １
２ １ 年 １ Ｂ ００ １
原
子
能
科
学
技
术
Ｖ ｏ１ ４ Ｎ Ｏ １ ． ４， ．１
ＮＯ ． ２ １ Ｖ Ｏ ０
Ａ ｔ ｉ ｏｍ ｃＥｎｅ ｇｙ Ｓｃｅ ｅ ａ ｄ Ｔ ｅ ｈｎ ｌ ｇｙ ｒ ｉｎｃ ｎ ｃ ｏ ｏ
中 国 实 验 快 堆 燃 料 组 件 频 率 测 量 试 验
ｅ ｃｔ ｔｏ ｏ ｃ ｓ ｗｅ ｅ ｐ ｉ ｄ Ｃｏ ｉ ｅ ｉ ｇ ｏ ｎ ｔ ｌａ ｉｎ ｔ ｌ ｒ ｎ ｅ ｔ ｍｅ ｓ ｒ ｍｅ ｔ ｘ ｉａ ｉ ｎ ｆ ｒ ｅ ｒ ａ ｐｌｅ ． ｎｓｄ ｒｎ ｆ ｉ ｓ ａ ｌ ｔｏ ｏ ｅ ａ ｃ ， ｈｅ ａ ｕ ｅ ｎ
ｔ ｓ ｓｒ ｐｅ ｔ ｄ ｏｒ ｔ ｅ ｆ ｅ ｓ ｅ ｂｌ ｎ ｔ ｌｅ ｇ ｉ Ｔ ｈ ｅ ｕｌ ｏ ｒ ｑｕ ｎｃ ｅ ｓ ｒ — ｅ ｔｗａ ｅ ａ ｅ ｌ ｈ ｕ ｌａ ｓ ｍ ｙ ｉ ｓ ａ ｌ ｄ ａ ａｎ． ｅ ｒ ｓ ｔ ｆｆ ｅ ｅ ｙ ｍ ａ ｕ ｅ ｍ ｅ ｅ ｔｗ ａ ｎａｙｅ ｎ ｔｉ ｈｏ ｇｈ Ｏ ｂｅ ｒ ａ ｏｎ ｂ ｅ ａ ｄ ｃ ｅ ｂ ｅ ｎｔｔ ｓ ｓ ａ ｌ ｄ ａ ｄ ｉ ｓｔ ｕ ｔ ｔ ｅ ｓ ａ ｌ ｎ ｒ ｄｉ ｌ ． Ｋ ｅ ｒ ｓ ｆ ｌａ ｓ ｍ ｂ ｙ；ｆ ｅ ｅ ｃ ｙ ｗｏ ｄ ： ｕｅ ｓ ｅ ｌ ｒ ｑｕ ｎ ｙ；ｖ ｂｒ ｔ ｏｄ ｉ ａｅｍ ｅ
中国实验快堆工程
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。
快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。
1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。
法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。
现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。
快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。
我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。
标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。
这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。
在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。
中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究
２ ０ １ ３ 年６ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ １ ． ４ ７， Ｓｕ ｐｐ１ ．
Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇ ｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏｌ ｏ ｇｙ
Ｊ ｕ ｎ ．２ ０ １ ３
中 国 实 验 快 堆 压 力 和 流 量 反应 性效 应 测 量 实 验 研 究
ｃ ｉ ｒ ｃ ｕ ｉ ｔ ｃ ｈ ａ ｎ ｇｅ，ｗｈｉ ｃ ｈ ａ ｒ ｅ Ｓ Ｏ — ｃ ａ ｌ ｌ ｅ ｄ ｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕｒ ｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｉ ｖ ｉ ｔ ｙ ａ ｎｄ ｃ ｏ ｏ ｌ ａ ｎｔ ｆ ｌ ｏ ｗ ｒ ａ ｔ ｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｉ ｖｉ ｔ ｙ ｅ ｆ ｆ ｅ ｃ ｔ ． Ｔｈ ｅ ｍｅ ａ ｓ ｕｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｓ ｅ ｔ ｗｏ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｉ ｖ ｉ ｔ ｙ ｅ ｆ ｆ ｅ ｃ ｔ ｓ ａ ｎ ｄ ｐｒ ｅ ｌ ｉ ｍｉ ｎ ａ ｒ ｙ ｅ ｒ ｒ ｏｒ ａ ｎａ ｌ ｙｓ ｉ ｓ ｗｅ ｒ ｅ ｃ ａ ｒ ｒ ｉ ｅ ｄ ｏｕ ｔ ｉ ｎ ＣＥＦＲ ｐｈｙ ｓ ｉ ｃ ｓ ｔ ａ ｒ ｔ ｕｐ ｅ ｘｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ ． Ｔｈｅ ｃ ｌ ａ ｓ ｓ ｉ ｃ ａ ｌ ｐ ｅ ｒ ｉ ｏ ｄ ｍｅ ｔ ｈｏ ｄ ａ ｎｄ
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
中国实验快堆堆芯系统仿真
快中子堆能够提高铀资源利用率,形成闭式燃料循环,对我国核事业的发展意义深远,对中国实验快堆(CEFR)的仿真研究能够弥补我国在快堆仿真上的空白,是我国快堆事业发展的关键环节之一。
本文以CEFR的仿真研究为背景,以CEFR 堆芯系统为仿真对象,建立堆芯系统仿真模型,并结合CEFR其他系统模型调试堆芯系统模型。
本文首先建立包含平均温度模型、反应性反馈模型、钠物性模型和PID控制模型的点堆中子动力学模型,并选择适当的数值算法对模型进行求解。
利用逻辑框图,建立CEFR的控制系统和保护系统的逻辑模型。
针对核测量系统显示仪表的工作过程和核测量系统的工作原理,建立核测量系统模型。
并利用点堆中子动力学模型验证控制系统和保护系统的逻辑模型,核反应堆测量系统模型。
然后针对三维堆芯物理模型,修改完善CEFR控制系统和保护系统的逻辑模型,核反应堆测量系统模型。
编写控制系统模型、保护系统模型和反应堆测量系统模型与三维堆芯物理程序的接口程序,建立堆芯系统模型。
最后,将堆芯系统的仿真模型移植到硬件盘台,实现硬件操作。
并结合CEFR 一回路热工模型、二回路模型、三回路模型和辅助系统模型进行在次临界、功率过程和事故下的测试,并对测试结果进行分析。
次临界和功率过程的测试结果表明堆芯系统模型能够很好的实现次临界过程和功率升降过程。
事故测试结果与安全分析报告对比趋势合理。
验证了本文堆芯系统模型的合理性。