中国实验快堆高功率运行准备情况检查报告
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨随着中国核电技术的不断发展，大型实验快堆电加热系统作为核电站的核心设备，承担着重要的能源转换和传输任务。
对电加热系统的检修和维护显得尤为重要。
本文将就中国实验快堆电加热系统的检修经验进行探讨，以期为相关领域的研究与实践提供有益的参考。
一、电加热系统概述实验快堆电加热系统是实验快堆装置的关键组成部分，主要用于实验快堆的热工实验、温度调节和试验燃料元件的补热。
电加热系统采用导热油循环方式进行热能传递和转换，通过电热元件将电能转换为热能，使得实验快堆能够达到预设的工作温度。
在实际运行中，电加热系统需要进行定期的检修和维护，以确保其安全可靠地运行。
二、电加热系统检修的重要性电加热系统的检修是对系统设备的全面检查，包括设备的性能、可靠性和安全性等多个方面。
只有通过及时有效的检修，才能及时发现潜在的问题并进行处理，以保证电加热系统的正常运行。
检修还可以帮助运营人员了解设备运行状态，为日常维护提供依据，降低了设备的运行风险，是保障设备安全、合理运行的重要措施。
1. 设备组成部分的检查电加热系统主要由电热元件、导热油循环系统、控制系统等组成。
检修中需要对这些组成部分进行全面检查，包括电热元件的外观、连接状态和绝缘情况，导热油的流动情况和温度、压力的稳定性，控制系统的运行状态等。
通过对这些组成部分的检查，可以保证设备的正常运行。
2. 系统性能参数的检测电加热系统的正常运行需要保证系统的性能参数符合规定要求。
导热油的流量、温度和压力等参数，电热元件的电阻和电能转换效率等。
检修中需要通过合适的检测手段对这些参数进行检测，以保证设备在运行中能够达到预期的热能转换效果。
3. 安全保护系统的检查电加热系统在运行中需要有多重的安全保护措施，以保证设备在异常情况下能够及时停机并采取相应的措施。
检修中需要对这些安全保护系统进行检查，包括过压过温报警、安全阀的释放压力等，以确保设备在运行中的安全可靠。
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。
关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告
关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告环境保护部（国家核安全局）国家能源局中国地震局日本福岛第一核电厂核事故发生后，国务院常务会议立即部署对全国核设施开展综合安全检查。
环境保护部（国家核安全局）、国家发展改革委、国家能源局和中国地震局坚决贯彻落实国务院要求，共同组织实施了运行和在建核电厂的检查工作；环境保护部（国家核安全局）组织实施了民用研究堆与核燃料循环设施的检查工作。
一、我国民用核设施现状（一）运行核电厂我国目前共有15台运行核电机组，分别为位于浙江秦山核电基地的秦山核电厂1台30万千瓦级压水堆型机组、秦山第二核电厂4台在参照大亚湾核电厂基础上由我国自行设计建造的60万千瓦级压水堆型机组、秦山第三核电厂2台从加拿大引进的70万千瓦级重水堆型机组；位于广东大亚湾核电基地的大亚湾核电厂2台从法国引进的百万千瓦级压水堆型机组、岭澳核电厂4台在大亚湾核电厂基础上改进的机组；江苏田湾核电厂2台从俄罗斯引进的百万千瓦级压水堆型机组。
（二）在建核电厂我国目前在建的核电机组共26台，包括在浙江三门和山东海阳建设的4台从美国西屋公司引进的百万千瓦级非能动压水堆型机组（AP1000）；在广东台山建设的2台从法国引进的170万千瓦级压水堆型机组（EPR）；在辽宁红沿河、浙江方家山、福建宁德和福清、广东阳江和广西防城港建设的18台在岭澳3、4号机组基础上进一步改进的自主设计百万千瓦级压水堆型机组；在海南昌江建设的2台以秦山第二核电厂3、4号机组为参考的60万千瓦级压水堆型机组。
（三）民用研究堆和临界装置我国民用研究堆和临界装置共18座。
其中，中国原子能科学研究院拥有8座，分别为重水反应堆、游泳池式反应堆、原型微型反应堆、中国实验快堆和4座临界装置；同厂址还有1台北京凯百特科技有限公司拥有的医院中子照射器；中国核动力研究设计院拥有5座，分别为高通量工程试验堆、中国脉冲堆、岷江试验堆和2座临界装置；清华大学拥有3座，分别为屏蔽试验堆、低温核供热试验堆和高温气冷实验堆；深圳大学拥有1座微型反应堆。
全国核电厂和研究堆核安全大检查综合检查报告
附件全国核电厂和研究堆核安全大检查综合检查报告根据《关于开展全国核与辐射安全大检查及综合督查的通知》（环办函〔2015〕1437号）及其附件《核电厂和研究堆核安全检查专项实施方案》，环境保护部（国家核安全局）于2015年8月至10月在全国范围内组织开展了核电厂和研究堆核安全大检查工作。
一、检查基本情况本次检查的目的是推动核安全管理要求的进一步完善和落实，解决遗留问题，提升核电厂和研究堆安全管理水平。
检查的范围包括国家核安全局负责监管的所有核电厂和研究堆。
本次检查过程中，国家核安全局及其地区监督站对全国的27台运行核电机组、25台在建核电机组以及19座研究堆和临界装置进行了检查（检查清单见附表）。
在日常核安全监督管理的基础上，本次重点检查了质量保证体系运转情况，事故管理与应急准备情况，—2—以及核岛消防安全管理情况等三大方面17项内容，还关注了常规消防、危险化学品和特种设备的安全管理情况。
检查期间，检查组听取了各营运单位的安全自查情况和相关工作汇报。
在此基础上，检查组对各核电厂和研究堆相关设施和系统的现场情况进行了查勘，对相关文件、程序、报告和记录进行了抽查，并与有关技术和管理人员进行了对话和讨论，营运单位及相关单位对检查给予了积极配合，检查达到了预期目的。
二、检查结论根据核安全大检查的总体要求和实施方案，通过历时三个月的检查，并结合日常核安全监督管理情况，结果表明：（一）核电厂和研究堆制订发布了较为完备的质量保证大纲及相关管理和技术程序文件，建立了较为完善的质量保证体系并运转正常，对设计、建造、调试和运行等各环节实施了有效的质量和安全管理。
（二）核电厂和研究堆制订发布了较为完备的应急预案，应急准备和响应工作充分，并按照要求进行了应急演习；核电厂制订并实施了严重事故管理指南和事故管理规程，并开展了相应的培训和演练。
—3—（三）核电厂和研究堆有效实施了核安全重要构筑物和系统的消防设计、建造和运行的安全管理工作；配备了消防管理组织和专业队伍，配置了相应的消防设施和装备，并按要求开展了消防培训和演习。
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨1. 引言1.1 背景介绍中国实验快堆电加热系统是一种能够产生高温、高压环境的实验设备，被广泛应用于核能研究领域。
通过对该系统进行检修及经验探讨，可以提高系统运行效率，保障实验安全，推动核能技术的发展。
本文将针对中国实验快堆电加热系统的检修经验进行系统总结，并提出改进建议，以期为相关领域的研究工作提供参考。
通过对实验快堆电加热系统的检修经验探讨，可以不断积累经验，提高系统的稳定性和可靠性，为未来核能研究提供有力支持。
1.2 研究意义通过对实验快堆电加热系统的检修经验探讨，可以提高对核能设备的维护和管理水平，保障设备的持续稳定运行。
实验快堆电加热系统是核能技术研究中的重要装置，其正常运行对于研究人员的安全和实验数据的准确性至关重要。
通过总结实验快堆电加热系统检修经验，可以为类似设备的维护提供宝贵的经验借鉴。
在实践中积累的经验和教训可以帮助其他核能研究单位更好地开展设备的检修工作，提高设备的可靠性和安全性。
对实验快堆电加热系统的检修过程进行探讨，可以为核能技术研究提供更多实践经验和技术支撑，推动我国核能技术领域的发展。
通过深入研究实验快堆电加热系统的检修工作，可以不断提高核能技术研究人员的专业水平，推动我国核能技术的不断创新和发展。
【内容结束】2. 正文2.1 实验快堆电加热系统概述实验快堆电加热系统是一种用于实验目的的设备，主要用于模拟快堆中的核反应过程。
该系统由电加热器、控制器、温度传感器等组成，能够产生高温环境进行实验。
电加热系统通过电能将加热体加热至所需温度，从而实现对实验环境的控制。
在实验快堆中，电加热系统起着至关重要的作用，能够保障实验的顺利进行。
实验快堆电加热系统的工作原理是利用电流通过加热器产生热能，从而升高加热体的温度。
加热体受热后，会释放热量到周围环境，形成高温环境。
控制器可以根据实验需求对电加热系统进行精确的控制，保持加热体的温度稳定在设定值。
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨在中国，实验室的电加热系统被广泛应用于各种实验和科研项目中。
由于长时间使用和不当操作，电加热系统可能会出现故障。
对电加热系统进行定期的检修和维护非常重要。
下面将从几个方面探讨中国实验室电加热系统检修的经验。
在进行电加热系统检修之前，必须先了解电加热系统的基本工作原理和组成部分。
电加热系统通常由加热元件、控制器和温度传感器组成。
加热元件是提供热能的关键部分，控制器用于调节加热元件的功率，而温度传感器则用于监测系统的温度。
了解这些部件的功能和特点有助于更好地理解和解决故障。
在检修电加热系统时，需要遵循一定的操作规程。
必须确保系统断电并冷却后再进行检修操作，以避免触电和烫伤的危险。
应仔细检查系统的电源线路和连接器是否正常，以确保电源供应的连通性。
然后，需要检查加热元件的工作状态和连接情况。
如果加热元件烧损或连接松动，应及时更换或修复。
还应检查控制器和温度传感器的工作状态，以确保系统的正常运行和温度控制。
识别和解决常见故障是检修电加热系统的关键。
如果加热元件无法加热或加热不均匀，可能是由于加热元件烧损、控制器故障或温度传感器损坏引起的。
在这种情况下，需要相应地更换或修复元件，并检查控制器和传感器是否正常工作。
还可能出现温度过高或过低、温度波动较大等问题。
对于这些问题，可以通过调整控制器的设置、更换温度传感器或调整系统的散热装置来解决。
做好电加热系统的维护工作是确保系统长期稳定运行的关键。
定期清洁和检查系统的各个部件，及时更换磨损的零部件，对系统进行必要的维护，可以延长系统的使用寿命。
还应定期校准温度传感器和控制器，确保温度的准确和稳定。
中国实验室中的电加热系统检修经验包括了了解系统的工作原理和组成部分、遵循操作规程、识别和解决常见故障以及做好系统的维护工作。
通过正确的检修和维护方法，可以保证电加热系统的稳定运行，提高实验和科研的效率和准确性。
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨
中国实验快堆电加热系统检修经验探讨随着我国核能技术的不断发展，实验快堆电加热系统的检修工作变得越发重要。
实验快堆是核反应堆的一种类型，其特点是核裂变链式反应速率的增加，能够产生大量的热能。
而电加热系统作为实验快堆的一个重要组成部分，其检修工作涉及到核能安全和设备运行稳定性，具有非常重要的意义。
本文将探讨中国实验快堆电加热系统检修的经验及相关技术要点。
一、检修前准备工作在进行实验快堆电加热系统的检修之前，必须进行充分的准备工作。
首先要做好检修计划，明确检修的范围和具体内容，编制详细的检修方案，确定检修所需的人力、物力和时间。
其次是安全措施的准备，包括确保检修人员的安全防护装备、应急救援措施等。
另外还需要对所需的检修工具和设备进行清点和准备，以确保检修工作的顺利进行。
最后还需要对检修现场进行认真的勘察和评估，了解实际情况，为后续的检修工作做好准备。
二、检修过程中应注意的技术要点1. 设备状态检查在进行实验快堆电加热系统的检修之前，首先要对设备的状态进行仔细的检查。
包括设备的外观、运行状态、接触和连接部分的松动、老化情况等。
同时还要对设备的各项参数进行测量和记录，如电压、电流、频率等，以便随时掌握设备的运行状况。
2. 清洁维护检修过程中要对实验快堆电加热系统的设备进行清洁维护。
特别是一些热敏感设备和传感器，要保持清洁和干燥，避免因灰尘和湿气导致设备的故障和损坏。
3. 部件更换和调整在检修过程中，有时需要对设备的部件进行更换和调整。
这就需要检修人员具备一定的技术水平和经验，能够熟练操作和调试设备，确保更换和调整的部件能够正常工作。
4. 故障排除对于实验快堆电加热系统的设备，在检修过程中有时会出现各种故障，如设备不能正常启动、运行异常、温度不稳定等。
此时检修人员需要快速准确地找到故障原因，并进行及时有效的排除，确保设备正常运行。
5. 安全防护在进行实验快堆电加热系统的检修工作时，必须做好安全防护工作。
包括设备的接地保护、绝缘检查、电气安全、防火防爆等。
原子能院实习快堆专题报告
什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。
其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了99.2％。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题,为何要发展快堆快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。
这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。
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中国实验快堆高功率运行准备情况检查报告
检查单位名称：国家核安全局
受检单位名称：中国原子能科学研究院
检查日期：2020年1月13日至14日
一、检查依据
（一）《中华人民共和国核安全法》；
（二）《中华人民共和国环境保护法》；
（三）《中华人民共和国放射性污染防治法》；
（四）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则；
（五）《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则；
（六）《核电厂核事故应急管理条例》及其实施细则；
（七）《放射性废物安全管理条例》；
（八）《核电厂质量保证安全规定》；
（九）《研究堆设计安全规定》；
（十）《研究堆运行安全规定》；
（十一）《放射性废物安全监督管理规定》；
（十二）《研究堆应急计划和准备》；
（十三）国家核安全局批准的与中国实验快堆安全运行有关的相关文件。
二、检查内容
（一）堆芯自然循环未能得到验证情况下安全水平提升措施完成情况；
（二）许可证条件遗留问题完成情况；
（三）运行管理文件修订情况；
（四）安全重要系统设备维护情况；
（五）人员培训、授权及考核情况；
（六）内部安全管理情况；
（七）自查和整改报告落实情况。
三、检查活动
根据《关于开展中国实验快堆高功率运行准备情况检查的通知》（核电函〔2020〕02号）的相关安排，国家核安全局组织检查组（名单见附件1）于2020年1月13日至14日对中国原子能科学研究院（以下简称营运单位）中国实验快堆高功率运行准备情况进行了检查。
检查组听取了营运单位关于安全水平提升措施、许可证条件落实、运行管理文件制修订、安全重要系统设备维护、人员培训授权及考核、内部安全管理、自查和整改报告落实等方面情况的汇报，并在此基础上对中国实验快堆反应堆厂房、主控室、配电间、双电源切换箱、移动电源车等场所和设备进行了现场查勘，对部分程序、报告和记录进行了抽查，与有关技术和管理人员进行了访谈。
营运单位（名单见附件2）对检查给予了积极配合，检查达到了预期目的。
四、检查情况
营运单位按照《关于开展中国实验快堆高功率运行准备情况检
查的通知》（核电函〔2020〕02号）的要求开展了自查；已基本按照要求和承诺完成安全水平提升改造工作；许可证条件均已落实或正在按计划进行；运行管理文件的编制和修订工作已基本完成；安全重要系统设备状态可用；按照培训大纲开展人员培训、授权及考核工作；按照质量保证大纲职责分工和程序文件要求进行内部安全管理；自查和整改报告中的问题均已整改落实或正在按计划进行整改。
五、检查问题和整改要求
针对检查发现的问题，检查组提出以下5项整改要求。
（一）检查发现中国实验快堆目前使用的技术规格书（2009版）中部分内容与完成高功率运行改进措施后的反应堆状态不匹配，如运行模式、事故冷却方式及安全级主泵监督要求等。
营运单位应在高功率运行前完成技术规格书的补充和修订。
（二）检查发现《CEFR“三无”事故处理规程》中关于部分事故序列的进展时间假设与当前安全分析不一致。
营运单位应按当前安全分析的结果对事故规程文件进行梳理，保证一致性。
（三）检查发现移动电源车露天存放在临时停车点，其中一辆车厢内部油箱口下有大片油污；移动电源车外接的应急电缆接线散落在地面，未对电缆及接头采取保护措施；移动电源车接入演练记录无法区分参与演练车辆和对应钠泵编号；移动电源车接力供电方式和保障要求未明确；《250KW移动电源车带载一回路钠泵演练程序》中没有评价演练效果的判定标准。
营运单位应对上述方面梳理完善，确保移动电源车的可用性。
（四）检查发现营运单位在2019年度未按照《堆工部核设施运行质量保证大纲》(Q/ZYY·ZD·FYDYX)要求制定质保监督计划，也未开展质保监督工作；《柴油发电机技术维护程序-电气、控制部分（应急）》未按照《堆工部核设施运行质量保证大纲》14.3节“运行和维修活动的检查”的规定，针对“维修工作必须由未从事该工作的合格人员进行检查验证”的要求作出相应安排。
营运单位应进一步加强质量保证工作，确保质量保证体系的有效性。
（五）检查发现《维修人员培训大纲》未包括《双电源切换箱检修程序》。
营运单位应进一步加强人员培训管理，不断提高运行人员对技术规格书和运行规程的熟悉程度。
对检查组提出的整改要求，营运单位应将改进措施和落实情况于2020年3月31日前提交国家核安全局和生态环境部华北核与辐射安全监督站。
附件：1.检查组人员名单
2.受检单位人员名单
附件1
检查组人员名单
序号姓名单位职务/职称1汤搏核电安全监管司司长
2朱立新核电安全监管司处长
3宋琛修核电安全监管司调研员
4杨喆核电安全监管司副调研员/项目官员5张子杰核电安全监管司项目官员助理6毛亚虹华北核与辐射安全监督站副巡视员7朱翔华北核与辐射安全监督站副处长
8张厚明华北核与辐射安全监督站监督员
9杨德麾华北核与辐射安全监督站监督员10郭文慧华北核与辐射安全监督站监督员11袁龙军华北核与辐射安全监督站监督员12王文海核与辐射安全中心研究员13田丰核与辐射安全中心高工14杨雪核与辐射安全中心工程师15李飒核与辐射安全中心工程师16赵树峰北京核安全审评中心主任17冯文卿北京核安全审评中心高工18刘潇北京核安全审评中心高工19李珊珊北京核安全审评中心高工20和丹北京核安全审评中心高工
附件2
受检单位人员名单
序号姓名单位职务/职称1薛小刚中国原子能科学研究院院长2柳卫平中国原子能科学研究院副院长3李开明中国原子能科学研究院副院长4刘峻岭中国原子能科学研究院综合计划处处长5喻宏中国原子能科学研究院科研生产处处长6李红印中国原子能科学研究院安防环保处处长7李晓杰中国原子能科学研究院保卫处处长8王楠中国原子能科学研究院质量管理处处长9文富平中国原子能科学研究院辐射安全研究所副所长10杨红义中国原子能科学研究院堆工部主任11王玉林中国原子能科学研究院堆工部副主任12吴纯良中国原子能科学研究院堆工部副主任。