钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代核能系统的代表性堆型,凭借其燃料增殖潜力、次锕系核素嬗变能力及固有安全特性成为国际研究热点。然而,钠冷快堆设计与运行过程中普遍存在核数据随机性、模型简化误差、边界条件扰...钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代核能系统的代表性堆型,凭借其燃料增殖潜力、次锕系核素嬗变能力及固有安全特性成为国际研究热点。然而,钠冷快堆设计与运行过程中普遍存在核数据随机性、模型简化误差、边界条件扰动等多源不确定性,上述不确定性与反应堆内复杂的中子学行为、钠热工水力特性及事故工况下的多物理场效应耦合传播,可能导致钠冷快堆系统响应偏离或异常波动,甚至引发事故风险。本文主要从核反应堆物理计算、热工水力分析和事故安全分析三个方向概述了钠冷快堆系统不确定性分析的研究进展,总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。通过分析与总结,希望为未来钠冷快堆系统的安全性评估与设计优化提供一定参考。展开更多
安全性是钠冷快堆发展中必须考虑的问题,严重事故评价在快堆安全分析中扮演着重要角色。选择SAS4A程序为分析工具,系统考虑严重事故初始阶段主要反应性变化,并将其应用于钠冷快堆无保护失流(unprotected loss of flow,ULOF)事故分析计...安全性是钠冷快堆发展中必须考虑的问题,严重事故评价在快堆安全分析中扮演着重要角色。选择SAS4A程序为分析工具,系统考虑严重事故初始阶段主要反应性变化,并将其应用于钠冷快堆无保护失流(unprotected loss of flow,ULOF)事故分析计算。计算表明,钠冷快堆在ULOF事故早期阶段,燃料升温引入的负反应性和燃料组件轴向膨胀引入的负反应性使反应堆功率缓慢下降。随后由于冷却剂温度升高,部分区域的冷却剂钠开始出现沸腾,大量的钠空泡导致冷却剂密度迅速降低而引入大量正反应性,反应堆功率会快速升高并出现功率峰值。随后由于熔融包壳和燃料的移动而分别出现功率上升和下降现象,最终由于出现大量熔融包壳和燃料移动,钠冷快堆严重事故进入过渡阶段。展开更多
Accurate water level measurement in nuclear reactors,particularly in PWRs(pressurized water reactors)and BWRs(boiling water reactors),is essential for ensuring the safety and efficiency of reactor operations.K-type HJ...Accurate water level measurement in nuclear reactors,particularly in PWRs(pressurized water reactors)and BWRs(boiling water reactors),is essential for ensuring the safety and efficiency of reactor operations.K-type HJTCs(heated junction thermocouples)are widely used for this purpose due to their ability to withstand extreme temperatures and radiation conditions.This article explores the role of HJTCs in reactor water level measurement and compares the performance of 2-wire and 3-wire connections.While the 2-wire connection is simple and cost-effective,it can introduce measurement inaccuracies due to wire resistance.In contrast,the 3-wire connection compensates for lead resistance,offering more precise and reliable measurements,particularly in long-distance applications.This paper discusses the operational considerations of these wiring configurations in the context of nuclear reactors and highlights the importance of choosing the appropriate connection type to optimize safety and measurement accuracy in PWR and BWR reactors.展开更多
文摘钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代核能系统的代表性堆型,凭借其燃料增殖潜力、次锕系核素嬗变能力及固有安全特性成为国际研究热点。然而,钠冷快堆设计与运行过程中普遍存在核数据随机性、模型简化误差、边界条件扰动等多源不确定性,上述不确定性与反应堆内复杂的中子学行为、钠热工水力特性及事故工况下的多物理场效应耦合传播,可能导致钠冷快堆系统响应偏离或异常波动,甚至引发事故风险。本文主要从核反应堆物理计算、热工水力分析和事故安全分析三个方向概述了钠冷快堆系统不确定性分析的研究进展,总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。通过分析与总结,希望为未来钠冷快堆系统的安全性评估与设计优化提供一定参考。
文摘安全性是钠冷快堆发展中必须考虑的问题,严重事故评价在快堆安全分析中扮演着重要角色。选择SAS4A程序为分析工具,系统考虑严重事故初始阶段主要反应性变化,并将其应用于钠冷快堆无保护失流(unprotected loss of flow,ULOF)事故分析计算。计算表明,钠冷快堆在ULOF事故早期阶段,燃料升温引入的负反应性和燃料组件轴向膨胀引入的负反应性使反应堆功率缓慢下降。随后由于冷却剂温度升高,部分区域的冷却剂钠开始出现沸腾,大量的钠空泡导致冷却剂密度迅速降低而引入大量正反应性,反应堆功率会快速升高并出现功率峰值。随后由于熔融包壳和燃料的移动而分别出现功率上升和下降现象,最终由于出现大量熔融包壳和燃料移动,钠冷快堆严重事故进入过渡阶段。
文摘Accurate water level measurement in nuclear reactors,particularly in PWRs(pressurized water reactors)and BWRs(boiling water reactors),is essential for ensuring the safety and efficiency of reactor operations.K-type HJTCs(heated junction thermocouples)are widely used for this purpose due to their ability to withstand extreme temperatures and radiation conditions.This article explores the role of HJTCs in reactor water level measurement and compares the performance of 2-wire and 3-wire connections.While the 2-wire connection is simple and cost-effective,it can introduce measurement inaccuracies due to wire resistance.In contrast,the 3-wire connection compensates for lead resistance,offering more precise and reliable measurements,particularly in long-distance applications.This paper discusses the operational considerations of these wiring configurations in the context of nuclear reactors and highlights the importance of choosing the appropriate connection type to optimize safety and measurement accuracy in PWR and BWR reactors.
