中国实验快堆(CEFR)动态参数的计算

中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析

中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析仇春华;熊文彬;段天英【摘要】在借鉴国外研究成果的同时,结合中国实验快堆(CEFR)燃料破损探测系统的设计特点,建立了CEFR燃料破损探测系统的计算模型,并根据所建计算模型,利用LabWindows/CVI开发了CEFR燃料破损探测系统计算分析程序.用该程序进行了缓发中子探测系统可探测最小破损面积的计算,并对裂变产物的释放产生比进行了计算验证.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)002【总页数】5页(P148-152)【关键词】中国实验快堆;燃料破损探测系统;裂变产物;反冲;扩散【作者】仇春华;熊文彬;段天英【作者单位】中国原子能科学研究院,中国实验快堆工程部,北京,102413;中国原子能科学研究院,中国实验快堆工程部,北京,102413;中国原子能科学研究院,中国实验快堆工程部,北京,102413【正文语种】中文【中图分类】TL32中国实验快堆(CEFR)燃料破损探测系统是保证CEFR安全运行的重要系统,本工作旨在通过对CEFR燃料破损探测系统的建模与计算,确定该系统的探测限值,从而为该系统设置合适的运行参数提供理论依据。

通过该工作,也能更好地理解裂变产物向外泄漏的规律以及破损发展趋势,从而为采取合理的处理措施提供参考,为该系统的调试和运行提供理论支持。

通过该研究,还能为下一个快堆的燃料破损探测系统的改进设计打下基础。

1 计算模型的建立根据目前国际上的最新研究成果,一般按照裂变产物在燃料芯块、芯块与包壳间隙、一回路冷却剂和覆盖气体中的迁移过程分阶段建立模型。

其中,裂变产物在燃料芯块中的迁移过程最为复杂。

1)裂变产物从燃料芯块向芯块与包壳间隙释放过程目前,普遍认为裂变产物主要通过直接反冲、热扩散和击出3种机理向外迁移,直接反冲和热扩散占主要份额。

直接反冲的计算模型[1]为:其中:Rrec为破损燃料元件中裂变产物向芯块与包壳间隙释放速度,s-1;B为1根燃料元件某种裂变产物总的裂变产率,s-1;η为裂变产物释放效率(为经验参数);uf为裂变产物在燃料芯块中的最大射程,cm;Sg/V代表燃料芯块有效表面积与体积比,cm-1。

中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析

仇春华，熊文彬，段天英
（国原子能科学研究院中国实验快堆工程部，京１２１）中北０４３
摘要：借鉴国外研究成果的同时，合中国实验快堆（ＥＲ）料破损探测系统的设计特点，立了在结ＣＦ燃建
中国实验快堆（ＥＲ）料破损探测系统ＣＦ燃是保证ＣＦ安全运行的重要系统，工作旨ＥＲ本
作，能更好地理解裂变产物向外泄漏的规律也
以及破损发展趋势，而为采取合理的处理措从施提供参考，该系统的调试和运行提供理论为
第４卷第２４期
２１年２００月
原
子能Βιβλιοθήκη 科学技术
Ｖｏ．４ＮＯ２１４，．
Ｆｅ．２０ｂ０１
ＡｔｍｉｅｇｉｎｃｎｅｈｎｏｙｏｃＥｎｒｙＳｃｅｅａｄＴｃｏｌｇ
中国实验快堆燃料破损探测系统建模、算与分析计
ｏｉａＥｘｅｉｅｔｌＦａｔＲｅｃｏｆＣｈｎｐｒｍｎａｓａｔｒ
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（ｉａＩｓｉｕｅｏｏｃＥｎｒｙ，Ｐ．ＣｈｎｎｔｔｔｆＡｔｍｉｅｇ０．Ｂｏ７ — ７ｘ２５４，Ｂｅｊｎ０４３ｈｎ）ｉｉｇ１２１，Ｃｉａ

中国实验快堆堆本体和一回路系统热平衡分析

中国实验快堆ＣＥＦＲ已完成了４０％Ｐ功率并网发电，设计阶段虽然按照与平衡有关的安全原则以及热经济性损失最小原则，对整个电厂进行了一定的理论上的热平衡考虑。但是由于系统和设备十分庞杂、缺乏整体有效的热
ｃｏｏｌｉｎｇｓｙｓｔｅｍｏｆｔｈｅｐｒｉｍａｒｙｌｏｏｐｉｎＣｈｉｎａＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌＦａｓｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ（ＣＥＦＲ），ａｎｄ
平衡分析计算手段以及热平衡理论分析与工程实际具有较大的误差等原因，一般核电厂都需要在建成后，以实测的动力启动或者试运行数据为输入，建立基于工程实践的、客观的评价方
ｄｅｖｅｌｏｐｓａｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｃｏｄｅ．Ｂｙｕｓｉｎｇｔｈｅｓｔｅａｄｙｓｔａｔｅｈｅａｔｂａｌａｎｃｅｄａｔａｏｆ２６．５Ｐｎａｎｄ４ＯＰｎｉｎＣＥＦＲｄｕｒｉｎｇｐｏｗｅｒｓｔａｒｔ — ｕｐ，ｔｈｅｈｅａｔｂａｌａｎｃｅａｂｉｌｉｔｙｏｆｔｈｅｐｒｉｍａｒｙｌｏｏｐｉｓｖｅｒｉｆｉｅｄ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｍｏｄｅｌｉｓｒｅｌｉａｂｌｅ，ａｎｄｃａｎｐｒｏｖｉｄｅｔｅｃｈｎｉｃａｌｓｕｐｐｏｒｔｔｏｂｕｉｌｄｉｎｇｈｅａｔｂａｌａｎｃｅｉｎＣＥＦＲｏｐｅｒａｔｉｏｎ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ｆａｓｔｅｒｒｅａｃｔｏｒ；ｈｅａｔｔｒａｎｓｆｅｒａｂｉｌｉｔｙ；ｈｅａｔｂａｌａｎｃｅ

中国实验快堆技术管理

中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。

本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。

关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。

其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。

本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。

1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。

中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。

热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。

2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。

这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。

关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。

3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。

中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价

中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【摘要】本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析，运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。

在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。

结果表明：在获得的25个典型钠火事故序列中，19个序列的条件发生概率较低；在发生概率相对较高的6个序列中，4个序列的后果轻微，其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性，需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。

%The sodium fire scenarios after the fire was ignited in primary cold trap room of China Experimental Fast Reactor were deduced using event tree method .The systems related tothe accident were modeled using fault tree method .Thereby ,the conditional occurrence probabilities of all sodium fire sequences were calculated .The results show that 25 typical sodium fire accident sequences are obtained in total ,and 19 sequences have lower probabilities of occurrence .Among the 6 sequences with relatively higher probabilities ,4 sequences cause minor consequences , and the remaining 2 sequences require a detailed hazard evaluation in the next work because of the uncertainty .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)010【总页数】7页(P1804-1810)【关键词】中国实验快堆;一回路冷阱工艺间;钠火;概率安全评价【作者】宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;中国原子能科学研究院，北京 102413;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;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】TL364.5钠火事故是钠冷快堆的特有事故类型之一，钠火事故评价是快堆安全分析的重要内容。

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析周科源;喻宏;胡赟;陈晓亮;刚直;王事喜;李泽华【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(047)0z1【摘要】本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础.并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统.【总页数】5页(P70-74)【作者】周科源;喻宏;胡赟;陈晓亮;刚直;王事喜;李泽华【作者单位】中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京 102413;中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京 102413;中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京 102413;中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京102413;中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京 102413;中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京 102413;中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部,北京 102413【正文语种】中文【中图分类】TL326【相关文献】1.CEFR组件替换反应性价值试验测量与计算分析 [J], 周科源;喻宏;曹攀;杨晓燕;陈仪煜;张坚;胡赟;赵郁森2.CEFR组件替换反应性价值试验测量与计算分析 [J], 周科源;喻宏;曹攀;杨晓燕;陈仪煜;张坚;胡赟;赵郁森;3.CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析 [J], 周科源;喻宏;胡赟;陈晓亮;刚直;王事喜;李泽华;4.CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析 [J], 周科源;喻宏;胡赟;5.大型MOX燃料快堆钠空泡反应性微扰理论研究 [J], 霍兴凯; 徐李; 曹攀; 胡赟因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发
饶彧先;崔满满;郭赟
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2012(046)009
【摘要】针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序.重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序.在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性.
【总页数】7页(P1067-1073)
【作者】饶彧先;崔满满;郭赟
【作者单位】哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001
【正文语种】中文
【中图分类】TL33
【相关文献】
1.压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型的建立 [J], 段孟强;陈五星;季晨龙
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钱鸿涛
3.中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发 [J], 田文喜;秋穗正;郭赟;苏光辉;贾斗南;刘天才;张建伟
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5.石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型 [J], 何龙;余呈刚;郭威;戴叶;王海玲;蔡翔舟
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中国试验快堆（CEFR）典型事故工况下的瞬态分析

中国试验快堆（CEFR）典型事故工况下的瞬态分析
王平;朱继洲;陈学俊
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1995(16)2
【摘要】本文采用计算机仿真的方法，对我国首座试验快堆ＣＥＦＲ在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。

计算结果表明，当保护停堆系统正常工作时，ＣＥＦＲ在所分析的事故工况下具有良好的安全性。

【总页数】6页(P102-107)
【关键词】快堆;设计基准事故;瞬态分析;事故工况;CEFR
【作者】王平;朱继洲;陈学俊
【作者单位】西安文通大学,清华大学核研院
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.4
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1.中国实验快堆(CEFR)试验组件用316Ti不锈钢工件渗铬处理 [J], 刘文誉;皇甫鸿宾
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3.全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价 [J], 刘玉康;文青龙;乔鹏瑞;侯斌;阮神辉
4.快堆严重事故工况下燃料组件盒破损机理的研究 [J], 石晓波;罗锐;赵树峰;王洲
5.在事故工况下快堆衰变热排放的数值模拟 [J], 廖智杰;任玉新;沈孟育;杨福昌;杨志明
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