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
ＱＩＣｈｎｈａＵｕ — ｕ，ＸＩＯＮＧｅ — ｉＷｎｂｎ，ＤＵＡＮａ — ｉｇＴｉｎｙｎ
（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
2.中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析 [J], 张熙司;胡文军;李政昕;
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
4.中国实验快堆三回路计算机监控系统系统结构可靠性设计改造 [J], 白欣然;肖鹤飞;武杰;张春杰;李佳;曹韵奇
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
【相关文献】
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
2.空间快堆事故工况下温差发电器特性研究 [J], 杨帅;单建强;张斌
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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中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究

ｒａｃｔ：ＩｎＣｈｉｎａＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌＦａｓｔＲｅａｃｔｏｒ（ＣＥＦＲ），ｔｈｅｃｏｒｅｒｅａｃｔｉｖｉｔｙｗｉｌｌｃｈａｎｇｅｗｈｅｎｐｒｅｓｓｕｒｅｏｆｔｈｅｍａｉｎｃｏｎｔａｉｎｅｒｃｏｖｅｒｉｎｇｇａｓａｎｄｃｏｏｌａｎｔｆｌｏｗｒａｔｅｏｆｔｈｅｆｉｒｓｔ
２０１３年６月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４７，Ｓｕｐｐ１．
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｊｕｎ．２０１３
中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究
ｃｉｒｃｕｉｔｃｈａｎｇｅ，ｗｈｉｃｈａｒｅＳＯ — ｃａｌｌｅｄｐｒｅｓｓｕｒｅｒｅａｃｔｉｖｉｔｙａｎｄｃｏｏｌａｎｔｆｌｏｗｒａｔｅｒｅａｃｔｉｖｉｔｙｅｆｆｅｃｔ．ＴｈｅｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔｏｆｔｈｅｓｅｔｗｏｒｅａｃｔｉｖｉｔｙｅｆｆｅｃｔｓａｎｄｐｒｅｌｉｍｉｎａｒｙｅｒｒｏｒａｎａｌｙｓｉｓｗｅｒｅｃａｒｒｉｅｄｏｕｔｉｎＣＥＦＲｐｈｙｓｉｃｓｔａｒｔｕｐｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔ．Ｔｈｅｃｌａｓｓｉｃａｌｐｅｒｉｏｄｍｅｔｈｏｄａｎｄ

CEFR非对称运行工况的研究

CEFR非对称运行工况的研究林超;冯预恒;周志伟【摘要】In order to study the unsymmetrical operating condition of China Experimental Fast Reactor (CEFR),the temperature and flow rate of CEFR operating with only single loop were calculated with the system analysis code OASIS and the sub-channel code COBRA.The results show that when CEFR is operating with only single loop while the rotating speeds of the primary sodium pump in that loop and the sodium pump in the corresponding secondary loop are both at 500 r/min and the check valve of the other primary pump of the failed loop is open,the max power of the core should be set at 14% in order to ensure that the reactor is safe.%为研究中国实验快堆(CEFR)非对称运行工况,通过快堆系统安全分析程序OASIS及堆芯子通道分析程序COBRA对CEFR单环路运行时堆内的温度以及流量进行了计算.结果表明,CEFR在单环路运行,完好环路一、二次钠泵转速为500 r/min,且事故环路一次钠泵逆止阀开启时,堆芯最多开启在14%的功率水平,以确保反应堆处于安全状态.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)006【总页数】6页(P1021-1026)【关键词】中国实验快堆;非对称运行工况;OASIS程序【作者】林超;冯预恒;周志伟【作者单位】中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413【正文语种】中文【中图分类】TL333中国实验快堆(CEFR)是池式钠冷快堆，主热传输系统一回路采用池式结构，堆芯、一回路设备均位于主容器内，浸泡在钠池之中。

中国实验快堆发电能力分析研究

力系统能满足１００额定功率的运行参数，则ＣＥＦＲ的电功率能够达到２ＯＭｗ的设计要求。
关键词：中国实验快堆；发电能力；等效焓降法；热平衡中图分类号：ＴＬ３３３文献标志码：Ａ文章编号：１０００ — ６９３１（２０１５）１１－２０５７ — ０５
ｔｈｅｃａｕｓｅｏｆｔｈｅｄｉｆｆｅｒｅｎｃｅｂｅｔｗｅｅｎｔｈｅｍｅａｓｕｒｅｄｅｌｅｃｔｒｉｃｉｔｙｇｅｎｅｒａｔｉｎｇｃａｐａｃｉｔｙａｎｄ
ｔｈｅｏｒｅｔｉｃａｌｅｌｅｃｔｒｉｃｉｔｙｇｅｎｅｒａｔｉｎｇｃａｐａｃｉｔｙｗａｓａｎａｌｙｚｅｄｑｕａｎｔｍｃａｔｉｏｎａ１１ｙａｎｄｔｈｅｅｌｅｃｔｒｉｃｉｔｙｇｅｎｅｒａｔｉｎｇｃａｐａｃｉｔｙｗａｓｆｏｒｅｃａｓｔｅｄｆｏｒｔｈｅ１００ｒａｔｅｄｐｏｗｅｒ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓ
ｅｎｔｈａｌｐｙｄｒｏｐｍｅｔｈｏｄ，ａｎｄａｃｏｄｅｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｆｏｒｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎａｎｄａｎａｌｙｓｉｓｏｆｔｈｅｅｌｅｃｔｒｉｃｉｔｙｇｅｎｅｒａｔｉｎｇｃａｐａｃｉｔｙｏｆＣＥＦＲ，ｗｈｉｃｈｗａｓｖａｌｉｄａｔｅｄｂｙｔｈｅｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌｄａｔａ

中国实验快堆汽轮机组热力校核计算

第３３卷第１期
２Ｏ１３年３月
核科学与工程
Ｎｕｃｌｅａｅｅｒｉｎｇ
Ｖｏ１．３３ＮＯ．１
Ｍａｒ．２Ｏ１３
中国实验快堆汽轮机组热力校核计算
ＴｈｅｒｍｏｄｙｎａｍｉｃｃｈｅｃｋｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｆｏｒｔｈｅｔｕｒｂｏｓｅｔｏｆＣＥＦＲ
ＺＨＡＮＧＱｉａｎ，ＬＵＹｕｎ，ＺＨＡＮＧＤｏｎｇ — ｈｕｉ，ＷＵＱｉａｎｇ
组的做功能力及热经济性。常规岛汽轮机组自从安装调试以来，除日常的维护保养工作外，完
热力计算及评价热经济性的方法很多，但从热力学观点，只有两种基本方法，即基于热力
成了三次辅助蒸汽冲转试验及４０Ｐ。工况并
ｃａｐａｃｉｔｙａｔｒａｔｅｄｐｏｗｅｒａｎｄｇｅｔｓｉｔｓｔｈｅｒｍａｌｅｃｏｎｏｍｉｃｓ．Ｉｔａｌｓｏｐｒｏｖｉｄｅｓｓｉｇｎｉｆｉｃａｎｔ
ｒｅｆｅｒｅｎｃｅｆｏｒｔｈｅｗｈｏｌｅｐｌａｎｔｔｈｅｒｍａｌｅｑｕｉｌｉｂｒｉｕｍｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｏｆＣＥＦＲ．
张乾，路云，张东辉，吴强
（中国原子能科学研究院，北京１０２４１３）

中国实验快堆燃料组件精细功率分布计算

件内元件棒功率的相对分布］。
２计算结果分析
利用ＭＣＮＰ程序对ＣＥＦＲ堆芯燃料组件内元件棒功率分布进行计算，每代模拟１００００个粒子，迭代总次数１０００代。计算得到的燃料组件内元件棒功率，相对统计误差小于０．８。对ＣＥＦＲ组件内功率分布均匀性进行分析，定义组件的元件棒归一化功率
（ｂ）６－３
图３燃料组件２－２和６－３内元件棒功率分布
计算表明元件棒归一化功率很靠近１，尤其是内区组件。厂的最大值代表着组件内元件棒功率分布不均匀性，全堆燃料组件－厂的最大值为１．１Ｏ，所在组件在堆芯外区且紧靠控制棒的位置（图１的６ — ９和６ — ２３组件）。
ｆ＝ｆｉ
・
，
１，２， … ，６１
（１）
－，
式中：厂为第ｉ根元件棒功率；７为所在组件内元件棒平均功率。
图３（ａ）和图３（ｂ）分别给出堆芯中心区和边缘区一盒组内所有元件棒的归一化功率厂，横坐标为元件棒编号，纵坐标为元件棒归一化功率。元件棒编号方式如图４所示，图中数据标记点代表元件棒和对应的归一化功
其中的一个功能模块，用于计算快堆六角形燃料组件内元件棒功率的相对分布。该程序模块对六角形燃料组
件功率密度分布进行小六角形近似积分

中国实验快堆堆芯出口温度脉动的数值分析

ｃａｌｃｕｌａｔｅｄｕｓｉｎｇＬＥＳｍｅｔｈｏｄｆｏｒｔｈｉｓｐｒｏｂｌｅｍ．Ｔｈｅａｎａｌｙｓｉｓｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｗｈｉｌｅ
ＣＥＦＲｏｐｅｒａｔｅｓｕｎｄｅｒｒａｔｅｄｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓ，ｔｈｅｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｆｌｕｃｔｕａｔｉｏｎｉｎｌｏｗｅｒｐａｒｔｏｆｃｏｒｅ
Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＴｈｅｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｆｌｕｃｔｕａｔｉｏｎｉｎｃｏｒｅｏｕｔｌｅｔｒｅｇｉｏｎｏｆＣｈｉｎａＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌＦａｓｔ
ｏｕｔｌｅｔｒｅｇｉｏｎｉｓｍａｉｎｌｙｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｅｄｉｎａｒｅａｏｖｅｒｔｈｅｅｄｇｅｃｏｍｐｏｎｅｎｔｓ（ｓｔｅｅｌ
ｃｏｍｐｏｎｅｎｔｓ，ｃｏｎｔｒｏｌｒｏｄａｓｓｅｍｂｌｙ），ａｎｄｏｎｅｉｎｕｐｐｅｒｐａｒｔｉｓｒｅｍａｒｋａｂｌｅｉｎａｒｅａａｂｏｖｅａｌｌｔｈｅｃｏｍｐｏｎｅｎｔｓ．Ｔｈｅｌａｒｇｅｓｔｆｌｕｃｔｕａｔｉｏｎａｍｐｌｉｔｕｄｅｉｓ１９Ｋａｎｄｔｈｅｒｅｍａｒｋａｂｌｅｆｒｅｑｕｅｎｃｙｉｓｂｅｌｏｗ５Ｈｚ，ａｎｄｉｔｂｅｌｏｎｇｓｔＯｔｙｐｉｃａｌｌｙｌｏｗｆｒｅｑｕｅｎｃｙｆｌｕｃｔｕａｔｉｏｎ．Ｔｈｅｃｏｎｃｌｕｓｉｏｎｉｓｕｓｅｆｕｌｆｏｒｆｕｒｔｈｅｒｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌｗｏｒｋ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＣｈｉｎａＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌＦａｓｔＲｅａｃｔｏｒ；ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｆｌｕｃｔｕａｔｉｏｎ；ｌａｒｇｅｅｄｄｙｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ；ｃｏｒｅｏｕｔｌｅｔｒｅｇｉｏｎ；ｎｕｍｅｒｉｃａｌａｎａｌｙｓｉｓ

中国实验快堆发电能力分析研究

中国实验快堆发电能力分析研究
牛敬娟;张东辉;罗德康
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2015(000)011
【摘要】应用热平衡法建立了堆芯及回路间的换热模型，计算了其换热量及热损失。

用等效焓降法建立了蒸汽动力转换系统的数学模型，开发了中国实验快堆(CEFR)发电能力计算分析软件，并利用40%额定功率首次并网发电的实验数据对程序进行了验证。

利用开发的程序定量分析了导致实际发电能力与理论发电能力偏差的原因，并对CEFR 100%额定功率时的发电能力进行了预测。

结果表明，若三回路热力系统能满足100%额定功率的运行参数，则CEFR的电功率能够达到20 MW的设计要求。

【总页数】5页(P2057-2061)
【作者】牛敬娟;张东辉;罗德康
【作者单位】中国原子能科学研究院快堆研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所，北京 102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL333
【相关文献】
1.云南煤炭与火电机组发电能力现状的分析研究 [J], 刘钊;赵明;耿向瑾;何屏
2.中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验分析研究 [J], 牛敬娟;罗德康;吴强
3.中国实验快堆主蒸汽系统优化设计及分析研究 [J], 纪西胜;吴强;牛敬娟
4.中国实验快堆超功率瞬态分析研究 [J], 李政昕;张熙司;师泰
5.朝鲜一年太阳能发电能力增加86％ [J], 江亚平;洪可润
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中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价

中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价为解决人类长期的能源问题，建设快堆依然被公认为是增殖核燃料、焚烧核废物的现实途径。

快堆的安全性一直受到世界公众的关注，概率论分析技术是对核反应堆进行安全分析的确定论方法的有益补充，概率安全评价(PSA)技术通过对核反应堆进行全面的风险评价，形成用于分析核反应堆特定问题和普遍问题的信息库，同时可定量地度量潜在的事故对公众造成的风险，并对核反应堆的设计和运行的安全特征作出全面分析。

一级PSA通过对核反应堆设计和运行分析，尤其着重于对能引起堆芯熔化的事故序列、基本原因和发生频率的分析，对反应堆安全作出评价，对设计和运行规程作出评价，并从防止堆芯熔化的观点给出电站的系统分析模式，获得核反应堆总的堆芯熔化频率(CDF)。

在系统调研国际国内核反应堆PSA分析以及快堆PSA研究进展的基础上，研究和阐述了实施快堆一级PSA的方法论，重点研究了确定快堆初因事件并进行分类、确定事故序列、建立安全系统的可靠性模型、进行定量分析、不确定性分析和重要度分析的实施方法和技术，从而确定了实施CEFR一级PSA分析的技术路线与方法。

在研究和掌握中国实验快堆(CEFR)安全设计及确定论分析的基础上，分析了CEFR内部初因事件并进行了分类和归集，界定了事故序列分析和系统模化的边界与范围，通过详细分析CEFR的各种事故保护模式设计，建立了完整的CEFR 内部事件一级PSA事故序列分析模型。

通过对重要安全系统及部件故障和失效模式分析，建立了这些系统的可靠性分析模型。

然后，采用广泛调研和与实际设计相结合的方法，收集和确定了各种可靠性参数，应用小事件树与大故障树相结合的技术，在国际著名核反应堆一级PSA分析软件RiskSpectrum平台上，完成了事故序列与系统故障树的各种定量分析、不确定性分析和重要度分析。

获得了重要系统的不可用度及CDF，得到了导致系统不可用和堆芯熔化的支配性最小割集及事故序列。

中国实验快堆单组件完全堵流后钠沸腾的预测

石晓波, 罗锐, 王洲, 杨献勇, 穆瑞云
(清华大学热能工程系, 北京 100084)
摘要: 为预测正常功率下快堆单个燃料组件的瞬间完全堵流导致的后续事故序列及其潜在的破坏能力, 对模拟这种现象的 SCA RAB EE B E + 1 实验在包壳流动之前的阶段进行了数值模拟。在此基础上对中国实验快堆 (CEFR ) 在此事故工况下的冷却剂沸腾进行了预测。计算结果表明: 对于 CEFR , 沸腾的过程中也出现了实验中观测到的出口处流量波动和通过组件盒的热流通量的快速增长。SCA RAB EE B E+ 1 实验中, 干涸发生之前, 沸腾持续了大约 2. 2 s; 对于 CEFR , 沸腾开始后 0. 3 s 便发生了干涸。造成这一差异的主要原因是 CEFR 的燃料组件规模和单位体积的热功率更大。
关键词: 快堆; 钠沸腾; 子通道; 堵流
中图分类号: TL 43+ 3 文章编号: 100020054 (2004) 1121558204
文献标识码: A
Pred iction of sod ium bo il ing caused by tota l blockage of a single suba ssem bly
in let in the Ch inese exper im en ta l fa st reactor
SHIXiaobo, LUO Rui, W ANG Zhou, YANG Xianyong, MU Ruiyun
(D epartm en t of Therma l Eng ineer ing, Tsinghua Un iversity, Be ijing 100084, Ch ina)
Abstract: T he to tal in stantaneous blockage of a single subassem bly in let in the liquid m etal coo led fast breeder reacto r (LM FBR ) m ay cause very severe con sequences w h ich should be p redicted. T he SCA RABEE BE + 1 test until on set of cladding mo tion w as sim ulated to verify the num erical model. T he model w as then app lied to the Ch inese experim ental fast reacto r (CEFR ) to p redict the phenom enon after a blockage. T he results show that the outlet flow o scillation and rap id increase of the heat flux th rough the hexcan2w all in the SCA RABEE BE + 1 test also occur during bo iling in CEFR. In the SCA RABEE BE + 1 test, sodium reen try delays the onset of dryout until 2. 2 s after bo iling on set, w h ile bo iling lasts on ly 0. 3 s befo re dryout on set in the CEFR. T he difference occurs m ain ly because the CEFR subassem bly is compo sed of m any mo re fuel p in s w ith m uch larger pow er per unit vo lum e.

CEFR和BN800系统运行工况的分析和比较

链式反应的反应堆，目前世界各国普遍首选钠
冷快堆。
发展计划支持的能源领域内最大的工程项目，
是我国第一座钠冷快中子增殖反应堆，采用钠
收稿日期：２０１２一ｌ１ — ２０；修回日期：２０１２ — １２ — ０５
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅａｎａｌｙｓｉｓｏｆｔｈｅｏｐｅｒａｔｉｏｎｃｏｎｄｉｔｉｏｎｏｆａｒｅａｃｔｏｒｉｓｖｅｒｙｉｍｐｏｒｔａｎｔｆｏｒｔｈｅｓａｆｅｔｙｏｆｒｅａｃｔｏｒ．ＣｏｍｐａｒｉｓｏｎｏｆｏｖｅｒａｌｌｃｈａｒａｃｔｅｒｓａｎｄｔｈｅｃａｓｅｓｏｆｓｙｓｔｅｍｏｐｅｒａｔｉｏｎｂｅｔｗｅｅｎＣｈｉｎａＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌＦａｓｔＲｅａｃｔｏｒ（ＣＥＦＲ）ａｎｄＲｕｓｓｉａｆａｓｔｒｅａｃｔｏｒＢＮａ００ｗａｓ
ａｎａｌｙｚｅｄｉｎｔｈｉｓａｒｔｉｃｌｅ．Ｏｎｔｈｉｓｂａｓｉｓ，ｍｏｒｅｄｅｔａｉｌｅｄｃｏｍｐａｒｉｓｏｎａｎｄａｎａｌｙｓｉｓｏｆ
ｏｐｅｒａｔｉｏｎｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓｂｅｔｗｅｅｎＣＥＦＲａｎｄＢＮａ００ｗｅｒｅｍａｄｅ．Ｏｐｅｒａｔｉｏｎｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ，ｃｏｎｄｉｔｉｏｎｐａｒａｍｅｔｅｒｓａｎｄｓａｆｅｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆｔｈｅｔｗｏｒｅａｃｔｏｒｓｕｎｄｅｒａｌｌｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓｗｅｒｅｓｔｕｄｉｅｄ，ａｎｄｔｈｅｈｏｍｏｌｏｇｙａｎｄｔｈｅｄｉｆｆｅｒｅｎｃｅｂｅｔｗｅｅｎｔｈｅｓｅｔＷＯｎｕｃｌｅａｒｒｅａｃｔｏｒｓ

CEFR 100％额定功率运行汽轮机发电能力分析

CEFR 100％额定功率运行汽轮机发电能力分析路云;杨红义;吴强;申凤阳【摘要】中国实验快堆(CEFR)首次100％额定功率发电运行中,实际电功率较设计值相差较多.为判断影响机组实际发电能力的主要原因,以现场采集的运行数据和汽轮机厂商提供的设计资料为基础,进行了相应的计算分析.对汽轮机内效率进行修正,绘制汽轮机近似热力过程曲线,并通过实测的各段抽汽压力,在热力过程曲线上获得抽汽焓值;利用换热器的能量守恒和流量守恒的基本方程进行除氧器和各加热器的热平衡计算,获得各段抽汽的流量;利用汽轮机的功率计算方程,得到汽轮机发电功率的计算值.通过计算值与实际值的比较分析,得出主蒸汽参数不达标是影响CEFR汽轮机发电能力的主要因素.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)004【总页数】7页(P658-664)【关键词】中国实验快堆;汽轮机组;热力计算;发电效率;经济性【作者】路云;杨红义;吴强;申凤阳【作者单位】中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413【正文语种】中文【中图分类】TL333中国实验快堆(CEFR)作为中国第1座快中子实验反应堆，于2014年12月首次实现100%额定功率并网发电，并维持核功率65 MW、电功率13.5 MW稳定运行72 h，发电效率约为14.1%。

为验证汽轮机组的设计性能，针对实际运行100%额定功率发电的工况，对CEFR汽轮机组的热力系统进行热平衡计算，并根据可能影响机组出力的因素分别进行计算，对各因素变化对机组出力的影响进行定量分析。

CEFR采用的汽轮发电机组为哈尔滨汽轮机有限责任公司生产，汽轮机型号为HN20-13.0/470，额定进汽参数为13.0 MPa、470 ℃的超高压、单缸、单排汽、凝汽式汽轮机；发电机型号为QF-25-2，发电机为空气间接冷却。