重大核科学工程【-】

1、重大核科学工程中国实验快堆CEFR1 CEFR工程进展汪 尧2005年，工程建设取得新的进展，工程质量处于受控状态，工程管理水平进一步提升。继2004年11月完成主工艺施工设计后，工程全部施工设计于2005年10月完成。2005年11月，完成实体防卫系统的订货后，标志着工程大型机电类物项的订货工作全部完成。2005年8月11日，堆容器首批安装部件到货并开始堆本体设备现场安装，实现了工程又一重大节点。堆容器现场安装施工进展顺利，底封头组合件和堆内支承结构均已吊入堆坑进行焊接。并完成以下工作：1) 首次进钠相关的钠接收与二回路钠充排系统；2) 二次氩气分配系统、氩气接收系统、真空系统、膨胀石墨灭火

2、剂喷洒系统、钠火消防系统等系统的安装和交调后，并于年底完成系统调试，为核级钠进场创造了条件；3) 00子项室外工程及05子项应急柴油发电机厂房的土建施工；4) 全部调试管理程序的编制，调试技术文件、运行规程和平安分析、环评报告的编制也根本满足总体方案要求。目前，工程已全面转入安装调试阶段。2005年，按照“大力协同，全面推进，抓住主线，确保节点的指导思想，通过明确技术负责人和细化岗位目标，抓责任落实，提高了执行力度；通过质量专题活动，加强质量控制和体系完善；通过分级协调和专项管理，加强了进度控制；通过标准合同管理和费用预算管理，强化了投资控制。一年来，快堆工程部认真执行国家和上级部门的有关规定

3、，积极配合各项检查，特别为工程调整概算审查和设计、进度和控制“三确认工作进行了充分的准备。2 CEFR工程技术研究平台建设规划周培德 中国原子能科学研究院从2004年开始启动院总体开展建设规划工作。新时代工程咨询受国防科工委委托于2005年10月19日对 “中国原子能科学研究院总体开展规划方案进行了评审。院总体开展规划方案包括35个子项，其中第01子项是CEFR工程技术研究平台。新时代工程咨询于2005年11月16日对01子项进行了评审。本文简要介绍CEFR工程技术研究平台工程建议书的主要内容，包括建设的必要性、建设内容、平台形成的能力等。1) 建设必要性从我国核能开展战略要求、国际先进核能系

4、统开展趋势、支撑我国快堆工程“三步走开展步骤的需要这三个层面，反映出快堆工程技术的重要性，以及我国建设快堆工程技术研究平台的必要性和紧迫性。开展快堆工程技术是我国建立闭式燃料循环体系的必然要求，也符合国际先进核能系统的开展方向。目前，我国实验快堆已进入安装调试阶段。原型快堆规划约2021年建成。商用快堆设想约2035年建成并推广，这个时间与国际上提出的实现先进核能系统应用的时间根本一致。这种开展步骤的实现一方面借鉴国外快堆工程技术开展的经验，另一方面我国需要尽快建立功能完整的快堆工程技术研究平台。2) 建设内容根据对快堆工程技术研究平台的定位和功能要求，以及建设工程的性质，提出了如下建设方案：

5、首先完成实验快堆的配套设施建设，充分利用已有的根底和条件，根据支持我国快堆工程开展步骤的需要和先进核能系统的技术开展要求，新建一批研究设施。建设安排在“十一五和“十二五期间进行。在本次中国原子能科学研究院总体开展建设规划中，快堆工程技术研究平台工程的建设内容包括4个方面：实验快堆的配套设施；快堆技术根底研究设施；快堆工程技术研发设施；先进核能系统中有关快堆技术的研发设施。掌握运行维护技术是建造实验快堆的重要目的之一。建立配套的运行维护设施不仅对实验快堆是必要的，且是我国自主开展快堆型核电站的根底之一。对于实验快堆配套设施，主要建设运行、维修培训设施和维修技术研究实验室，其中最重要的是基于仿真技

6、术的实验快堆运行模拟机以及各种专家系统。对于现有的快堆技术根底研究设施，存在3方面的问题：1现有设施的能力不能满足工程开展的需要，设施或建筑陈旧；2现有设施涵盖的研究内容存在明显的缺项，特别是与冷却剂钠相关的工艺技术、分析监测技术，平安技术、材料技术等的研究条件缺乏；3缺乏池式结构快堆的热工水力和平安根底研究条件。通过平台建设将完善钠工艺技术研究条件，新建铯阱、冷阱和钠蒸汽阱的研究设施；新建钠中放射性核素的分析检测设施；新建钠火、废钠处理研究设施；完善钠中杂质和覆盖气体中杂质的分析检测条件；完善钠与材料相互作用的研究条件。仪控电技术可认为是一根底技术。快堆由于工作介质、过程检测参数、反响堆动态

7、特性、事故初因、控制保护参数类型等与压水堆有较大的差异，同时鉴于数字化监控技术在核电站中有广泛应用的趋势，要求建立相应的研究设施，进行检测技术研发，特别是数字化监控系统技术的开发等。与快堆工程技术研发设施有关的建设内容包括设计条件、设计实验验证设施、关键设备样机考验设施、堆实验和考验条件等4个方面。实验快堆的设计工作已全部结束，从现有条件和设计总结经验反响看，个别专业的设计条件明显缺乏，采用三维设计、三维分析计算对工程来说非常必要，是减少设计变更，提高设计综合能力、论证平安性等的最好手段。为此，关于设计条件建设，规划了3项内容：研究设计软件的补充、并行计算条件的建立以及设计管理系统的建立。为中

8、国实验快堆共进行了45项设计实验验证。由于硬件条件的限制，堆芯物理零功率模拟实验、事故余热导出堆本体模拟实验，与俄供设备相关的设计验证等共14项技术含量高、需要大型设施的设计验证工作只能在俄罗斯进行。对于设计实验验证设施，规划建设池式快堆堆本体热工和堆芯余热导出综合实验装置。新建的装置能满足中国原型快堆堆设计研究和设计验证需要，同时能用于实验快堆的平安研究。一个国家能够自主建造快堆的重要标志之一是关键设备的国产化。实验快堆的大局部关键设备从国外进口。建立关键设备样机的考验装置是实现关键设备国产化的重要条件。规划建设的钠设备综合考验装置，将用于钠阀门、钠泵、钠仪表等的国产化样机的考验。实验快堆的

9、换料和燃料工艺运输系统是完整的，但还没有考验件入堆前的试验、检验装置。为在实验快堆上开展MOX燃料、新型燃料、试验性生产组件等入堆考验，必须建立考验件入堆前的实验装置。为此目的，规划新建一套燃料组件堵流实验装置，同时改造一条90年代初从意大利引进的燃料组件耐久性考验和热冲击试验回路，为快堆燃料组件的国产化效劳。先进核能系统技术的研发是快堆工程技术研究的内容之一。先进核能系统的显著特点是：可持续性、经济性、高平安性和高可靠性。在我国快堆工程开展进程中，应加强实现上述特点的技术的研发。中国实验快堆和规划建设的原型快堆已经朝这种技术特点开展。比方在原型快堆总体技术方案中提出了采用非能动停堆系统的技术

10、路线，以实现高平安性。对于非能动停堆系统的研发，需要经过材料试验、原理实验、样机试验、工程考验等环节。为此，需要一个功能齐全的快堆工程技术研究平台，综合利用平台的功能和发挥综合优势，实现技术创新。3) 形成能力经过建设，快堆工程技术研究平台的能力将有明显提升，主要表现在：平台具有支持CEFR平安运行、辐照考验、设备维护和主要进口设备国产化设计和考验能力；具有进行600 MWe中国原型快堆的自主设计能力和进行绝大局部设计验证的能力；具有承当开展先进核能系统技术国际合作研发工程的能力。通过快堆工程技术研究平台的建设，我国将成为世界上第8个具有快堆自主研发能力的国家。快堆工程技术研究平台建设内容可细

11、分为31小项，包括已有办公楼、实验大厅的改造、旧实验室的搬迁、已有装置的改造、新建建筑的建设、新建装置、设施的建设等类型。快堆工程部将根据审评意见和经费情况对建设内容进行适当调整。另外，各小项建设内容的技术方案、方案进度和设备材料清单还需要细化，到达建设工程正式立项的要求。3 CEFR最终平安分析报告编写情况周培德CEFR最终平安分析报告FSAR是实验快堆执照申领应提交的技术文件之一。快堆工程部根据实验快堆工程二级网络进度方案提出了2005年完成报告书初稿编写的目标。CEFR最终平安分析报告主要参考和依据以下文件 “CEFR平安分析报告格式与内容、“核电厂平安分析报告的标准格式与内容、“核电厂

12、平安分析报告的标准格式与内容液态金属冷却快中子增殖堆版本、“CEFR初步平安分析报告修改版、CEFR施工设计文件和调试文件等。在各章编制中，特别强调了在标准格式与内容中指出的仅适用于FSAR的节或条的编写。CEFR最终平安分析报告的框架与PSAR类似，仍分18章，且各章包含的节也根本没变。报告书的编制由快堆工程部和核工业第二研究设计院共同承当。截止2005年年底，完成了共11章的编写，有3章完成了约一半的编写工作，有4章还处于编写过程中。局部章节未完成编写的主要原因是受一些条件的限制，如缺少系统手册、运行组织模式还未确定、局部系统的调试结果需写到报告中、事故分析手段未能实现升级、缺乏近几年的现

13、场气象观测数据等。但也有组织管理不到位、编写人员不够重视等原因。完成未编写局部的编写，完成整个报告的定稿和出版是快堆工程部2006年的一项重要软工作。在下一步工作中应重视以下几个问题。1) 加强校核的组织工作。从目前已完成的编写内容看，各章之间的论述和数据还需要协调和统一，各章的内容是否到达FSAR的要求、局部节目的内容是否应删减等需要判定。组织有统筹决策能力的校核小组进行校核是保证FSAR质量的重要条件。2) 重视PSAR中及PSAR审评过程中的承诺。在FSAR中应对所做承诺的完成情况和结果进行说明。3) 为满足FSAR编写的进度要求，应对调试工程的安排和进度提出建议。4) 提高FSAR重点

14、章节的编制质量。FSAR和PSAR有大局部内容是类似的。国家核平安局和审评单位将会对FSAR中的局部章节重点审查，比方变化较大的章节，论述充分细化的章节等。为此，应提高第14章、16章、17章等的编制质量。同时，应对国家核平安局认为可并入FSAR中解决遗留问题进行重点论述，重视这些问题的计算分析和论证分析，这些问题包括：(1) 不同标准系列之间的衔接；(2) 堆内构件的流致振动；(3) 钠水反响；(4) 设备的环境鉴定；(5) 在役检查；(6) 火灾危害性分析等。4 CEFR环境影响报告书编写情况 周培德，姜希文，陈 凌CEFR环境影响报告书申请首次装料、运行阶段是实验快堆执照申领应提交的技术

15、文件之一。快堆工程部根据实验快堆工程二级网络进度方案提出了2005年完成报告书初稿编写的目标。中国原子能科学研究院环境影响评价中心具有甲级环评资格，又是实验快堆建造阶段环境影响报告书的编制单位。快堆工程部把现阶段环境影响报告书的编制任务委托给了该环境影响评价中心，并签订了编写合同。快堆工程部和院环境影响评价中心分别就报告书评价与编制依据的文件、评价的目的和要求、报告书的质量保证、报告书编写的分工、与报告书有关的应先期完成的工作等进行了讨论和协商，并在合同技术附件中明确规定。报告书评价与编制依据的文件有：?中华人民共和国放射性污染防治法?、国务院令253号?建设工程环境保护管理条例?、国家环境保

16、护局令第3号?放射环境管理方法?、核设施环境保护管理导那么?研究堆环境影响报告书的格式与内容?HJ/T5.1-93、核设施环境保护管理导那么?核电厂环境影响报告书的内容和格式?NEPA-RG1。对本阶段报告书评价的目的是：根据放污法的要求，申请实验快堆的首次装料和运行。在本阶段报告书中，要求通过就地调查和实验的手段提供实验快堆厂址和评价区域的实测环境资料，提供实验快堆的运行参数和施工设计源项，提出三废申请排放量，提供实验快堆平安和环境保护设施的安装调试资料，论述三废治理设施的建造性能和质量等。结合厂址周围现在的环境状况，评价实验快堆正常运行和事故工况下的环境影响，评估实验快堆的潜在环境影响是否

17、可以接受。本阶段报告书还要求答复前两个阶段环评中承诺事项的完成情况。为满足报告书的编制要求，院环境影响评价中心列出了与报告书有关的应先期完成或提供资料的工作内容，主要包括：堆芯放射性贮量和正常运行工况三废排放量的估计；三废系统安装和调试含通风系统、厂房废液和废固的收集、暂存和转运系统、乏燃料暂存系统；应急设施和组织，场内应急方案的制定；流出物监测系统含气、液；原子能院现有废液收集、暂存、处理和排放系统的改扩建；院环境监测系统的改扩建及监测方案；厂址周围半径80公里评价区的人口、土地利用资料的调查；厂址区域大气扩散能力的调查；厂址区域外部事件的调查与评价等。本阶段报告书共10章，报告书编制由院环

18、境影响评价中心负责，快堆工程部协助。报告书的统稿包括校核、审核和审定由院环境影响评价中心负责。快堆工程部负责个别章节的编写，主要包括建设规模和方案、建设目的；工程概况厂址规划与平面布置、反响堆概述、堆芯及组件、反响堆本体、热传输系统、辅助系统和控制系统、燃料操作系统、仪表和控制系统、电力系统、厂用电系统、平安壳系统；堆芯放射性贮量、放射性废气处理系统、放射性废液处理系统及源项、放射性固体废物处理系统及源项、乏燃料及废组件暂存系统、放射性物质的运输、退役设想；提供正常运行放射性释放量输入数据；CEFR事故时的环境影响平安设计原那么和事故分类、CEFR初因事件分析、3个设计基准事故分析、1个严重事

19、故分析、应急方案及应急设施；CEFR的流出物监测；施工建设过程对环境的影响； 结论和承诺主体工程、环境保护设施。目前报告书的初稿已经完成编制。但为完成报告书的最终定稿，以及为下一步的审评做准备，快堆工程部提出了在2006年应重视的几个问题。1) 快堆工程部除应完成对所负责编写局部的校核工作外，还应从业主角度对整个报告书进行审查。2) 中国原子能科学研究院现有废液和废固的收集、暂存和转运系统的改、扩建工作正在进行，在实验快堆环境影响报告书中应灵活反映该改扩建工程的内容、性能、质量和进度。3) 院环境监测系统及监测方案的改、扩建工作也正在进行。厂址区域大气扩散能力的调查与评价还未开展，现场气象观测

20、大纲暂时还没有。报告书应反映原子能院根底设施改造工程中气象观测塔的建造方案和情况。做好现阶段报告书采用2002前的联合频率分布表的可行性论证。4) 为满足送审时间要求，三废系统、流出物监测系统的安装和调试，严重事故包容系统302房间的密封试验应安排在2006年进行。5) 国家有关部门加强了对反响堆和核电厂应急的管理。现阶段的环境影响报告书给出了实验快堆的应急方案和应急设施。但应急的组织管理权在院一级，因此应配合院里完成?原子能院应急方案?升版工作，把实验快堆的相关内容反映进去。实验快堆的场内应急方案应依据实验快堆的应急状态分级初始条件IC和应急行动水平EAL等制定。而IC和EAL的编制需依据最

21、终平安分析报告、系统手册和运行规程等。?原子能院应急方案?、实验快堆应急状态分级初始条件IC和应急行动水平是实验快堆环境影响报告书的重要技术支持文件。应安排在2006年开展此两文件/报告的编制工作。5 CEFR主容器颈部支撑焊接件在190 钠蒸汽中的腐蚀 许咏丽，李化青，张金权，张道德 CEFR主容器是不可更换的一级核平安设备，为了确保堆平安，需对其加工工艺，特别是焊接工艺进行各项性能的评定，颈部支撑焊接件在钠蒸汽中的抗晶间腐蚀性能是其中之一。1 试验方法试验在高温钠热对流回路的汽相试验段中进行。主容器颈部材料为瑞典进口的316不锈钢，颈部支撑5083钢为国产材料，二者的焊接试板是CEFR焊接

22、工艺评定用的试板，由第一重型机械厂提供，其焊接工艺与CEFR主容器的焊接工艺相同。试样从焊接试板上切取，焊缝位于试样中部。试验前的所有试样均按?CEFR流体系统与相关部件的清洗技术条件?的第6.1.3节进行清洗处理。试验条件如下：1) 试验温度及介质为 190 钠蒸汽；2) 钠中氧含量小于25 g/g； 3) 钠中碳含量小于 14 g/g；4) 钠流速为45/s；5) 试验时间为3 000 h。试验后的试样经分析前的清洗处理后，分别进行宏观腐蚀形貌观察、腐蚀速率测量、微观腐蚀形貌及腐蚀深度的光学显微镜OM及电子显微镜SEM的观察测试、外表腐蚀产物的X射线衍射分析、组分元素分布的能谱EDS测试分

23、析、力学性能及其断口形貌分析等。2 主要结果1) 在本试验条件下，试验后的试样呈微小失重，3 000 h的平均腐蚀速度为7.10105 g/(m2h)，平均侵蚀率为7.98105 mm/ a，即小于0.000 9 g/(m2h)，按“金属材料耐蚀性的十级标准划分，其耐蚀等级为第1类，即完全耐蚀。2) 在试验过程中虽然有CrxFey和少量Cr2N 化合物的产生，但所有与钠蒸汽接触的焊接区和热影响区外表均未发现明显的晶间腐蚀迹象，试样在本试验条件下的抗晶间腐蚀性能良好。3) 试验后试样的抗拉强度及屈服强度与试验前相比没有明显差异，延伸率略有下降，但在测量误差范围内，试验后断口形貌仍呈韧性断裂特征，

24、然而，断口网格变粗的问题仍需作进一步研究。6 CEFR主容器母材焊接件在高温钠中的腐蚀 许咏丽，李化青，张金权，张道德 CEFR主容器是不可更换的一级核平安设备，因此，主容器的材料问题备受关注。应该说材料本身不会有太大问题, 但是, 直径8 m，高12 m的堆容器加工是一项技术难度很高的工作。为确保反响堆平安，需对其加工工艺，特别是焊接工艺进行各项性能的评定，主容器母材焊接件在高温钠中的抗晶间腐蚀性能是其中之一。1 试验方法试样在高温钠热对流回路的高温试验段进行。所用焊接试板母材为瑞典进口的316不锈钢。从焊接试板上切取试样，焊缝位于试样中部。试验前的所有试样均按?CEFR流体系统与相关部件的

25、清洗技术条件?的第6.1.3节进行清洗处理。试验条件如下：1) 试验温度及介质为450 钠； 2) 钠中氧含量小于 25 g/g； 3) 钠中碳含量小于14 g/g； 4) 钠流速为45 cm/s； 5) 试验时间为3 000 h。试验后的试样经分析前的清洗处理后，分别进行宏观腐蚀形貌观察、腐蚀速率测量、微观腐蚀形貌及腐蚀深度的光学显微镜OM及电子显微镜SEM的观察测试、外表腐蚀产物的X射线衍射分析、组分元素分布的能谱EDS测试分析、力学性能及其断口形貌分析等。2 主要结果在本试验条件下，CEFR主容器母材焊接试样的抗高温钠腐蚀性能良好，其相容性特征可概括为以下几点：1) 平均腐蚀速率为9.1

26、8105 g/m2h，小于0.000 9 g/m2h，按“金属材料耐蚀性的十级标准划分，其耐蚀等级为第1类，即完全耐蚀；2) 所有与钠接触的焊接区和热影响区外表均未发现明显的晶间腐蚀迹象；3) 在试验后试样的焊接区和热影响区外表，Fe、Cr、Ni的含量与试验前相比没有明显变化，所有试样均未发现Na的渗入。4) 抗拉强度根本没变化，屈服强度和延伸率略有下降,虽然下降值在测量误差范围内,试验前和试验后试样的断口形貌也均为韧性断裂特征，然而断口网格变粗以及延伸率略有下降的问题仍需作进一步研究。7 CEFR一回路钠净化系统雾火计算与分析胡文军，喻 宏CEFR一回路钠净化系统是一回路冷却剂边界的一局部，

27、在正常运行时，该系统从反响堆主容器冷池取钠，钠经省热器冷却进入冷阱净化，然后返回省热器加热，最后回到主容器的冷池。本文根据CEFR一回路钠净化系统工艺间内管道和设备的布置，以及通风系统进出口的位置，建立发生事故的工艺间几何模型，确定泄漏点及泄漏流量，使用雾火程序FEUMIX程序进行计算，给出事故房间的气体压力，墙壁混凝土温度，气溶胶浓度的值及相应曲线。计算结果说明，CEFR一回路钠净化系统在发生钠雾火时，事故房间热力学后果在建筑结构可接受的范围内，放射性后果也在可接受的范围内。8 CEFR放射性钠火风险分析杨 健对CEFR的研究发现，一回路外的钠净化管道或阀门破裂将导致放射性钠火事故发生，其中

28、309/1设备间的泄漏后果最严重。采用概率平安评价技术对该事故进行放射性风险分析，依据钠泄漏及钠火发生后相关系统的响应特性，确立了44个事故序列，建立了事件树-故障树模型。对模型进行定量分析后获得了该事件的厂内、外放射性风险，并通过对计算结果的分析，找出风险支配性因素，相应提出降低风险的措施。在整个分析过程中应用了概率平安分析软件、池式钠火分析程序及高架点源气溶胶扩散程序，获得了事故序列发生频率、钠气溶胶排放量、各种情况下高架烟囱周围3公里范围内的剂量分布等定量分析指标。由于CEFR尚未运行，分析中缺乏实践数据，主要采用通用失效数据，对由此引入的不确定性进行了分析，给出风险均值及上限。1 概率

29、平安评价模型一回路钠净化系统边界为一回路冷却剂边界的一局部，堆正常运行时该系统从主容器钠池冷区取钠，经省热器冷阱降温进入冷阱净化，再返回省热器加热后回到钠池冷区。初因事件：无保护套管道段发生破口导致钠泄漏，破口尺寸为90 mm2。事故发生地点为一回路钠净化系统管廊(309/1房间)。本领故分析涉及的通风空调系统包括PTL74正常排风系统、PTL76事故排烟系统、PTL42正常送风系统，以上三系统均属于反响堆厂房控制区通风系统。超设计基准钠泄漏BDBA和设计基准钠泄漏DBA是一回路净化钠管道破裂初因发生后的两个开展分支，假设事故发生后及时报警并成功关闭钠阀，那么泄漏的钠质量为120263 kg在

30、90200 s内关阀，假设钠阀无法关上，那么泄漏质量在2 300 kg以上。进一步细分事件树，考虑对钠泄漏初因有响应的四个系统，分别是报警系统、正常排风系统、正常送风系统和事故排烟系统。事故排烟系统有5个状态：正常工作、启动失败、运行堵塞、净化失效模式A、净化失效模式B，正常排风系统有开、关两态，报警系统有报警成功、报警失效模式A、报警失效模式B，另外309/1设备间门未关维修期间也为事故开展提供了气流通道和泄漏途径，这也视为事件树的一个功能事件。完成通风系统设备的故障模式分析后，建立9棵故障树，包括事故报警信号失效A、B两模式、正常排风系统关失效、事故排烟系统启动失效、事故排烟系统净化失效A

31、、B两模式、事故排烟系统运行堵塞、正常送风系统关失效、通风系统设备密封失效。设备失效模式的分析范围：通风系统自身设备如气密性电动防火阀、气密性排烟阀、280防火阀、余压阀、电动密闭阀、水浴除尘器、高效空气粒子过滤器、预过滤器、压差报警器、排风风机、水浴除尘器风机、净化装置、风管，对这些设备的分析深度为设备元件级，如分析到阀门叶片、叶片轴的各类故障；重要支持系统如报警系统、辐射监测系统、阀门控制电路及电机、风机控制电路及电机，这一类分析深度略浅，主要为设备级，局部重要设备到达元件级；完成信号处理和指令给出功能的相关系统如主控室、通风控制室、消防控制室，简单的将其故障看作一个根本领件。可靠性数据来

32、源：WASH-1400相关数据；西德GRS风险评价及其他通用可靠性数据；CEFR概率平安评价结论数据；设备厂家提供技术资料；一回路钠净化系统工艺间钠火事故工况计算书；分析者确立数据。2 事故序列定量分析风险计算公式为：,为事故风险,为事故发生频率,为事故后果，因此，事故序列的定量分析包括频率计算和后果计算两局部。由概率平安评价软件进行事故序列频率计算，随后应用钠火计算程序SPOOL计算各事故序列产生的钠气溶胶质量，最后根据各事故序列的具体情况采用AREO程序计算反响堆烟囱周围3 km内的剂量分布。事故后由烟囱排放的钠气溶胶总质量如下：其中，ANa为泄漏的钠总质量；为接钠盘效率；为气溶胶生成因子

33、该因子主要与房间氧气量以及钠火形式有关。对设计基准事故，采用SPOOL程序计算得到的钠气溶胶总质量约为4.63 kg。但考虑到钠火的不确定性:1 泄漏的钠质量及燃烧份额是不确定的，钠泄漏量由钠阀关闭时间和破口大小决定，气溶胶生成率那么由接钠盘效率和燃烧情况决定，计算模型采取池式钠火，一般而言雾式和混合钠火生成的气溶胶更多一些，这两种燃烧也是可能的；2 忽略了由于沉积作用而未排出的气溶胶，约有20%。因此，文中认为实际排放量在1.55.0 kg之间。同样针对超设计基准事故，该事故情况下共泄漏钠2 372 kg，通风情况下最大气溶胶浓度为0.023 9 kg/m3, 计算结果说明，最终产生气溶胶总

34、质量为13.5 kg。综合各不确定性因素，认为实际排放量在1020 kg之间。3 结论一回路钠净化系统钠火灾事故风险：厂外风险均值为每年1.541011 mSv，风险上限值为每年51010 mSv；厂内风险均值为每年3.28107 Ci，风险上限为每年2106 Ci。厂内泄漏风险由事故排烟系统投入失效和设备间门开两事件主导，其中事故排烟系统投入失效概率较高，主要原因是投入动作需要启动2个风机，6个电动密闭阀及3个防火阀，如果反响堆厂房07层总阀平时设置为开，那么泄漏风险降低约40%。从根本领件来看，导致排烟系统投入失效的主要是人因疏忽、继电器或接触器的触点故障、阀门控制电路直流电源故障及电机启

35、动失效这几个因素，其中单个最小割集“人因疏忽阀门状态灯合并直流电源故障奉献9%的泄漏风险。厂外泄漏风险主要是由于正常排风系统的关失效奉献，其中熔断器温度共因、人因疏忽、继电器或接触器的触点故障、控制电路电源失效、辐射监测系统失效是主要奉献者。提高熔断器、辐射监测系统真空泵可靠性可有效降低厂外泄漏风险。9 CEFR钠空泡反响性效应测量试验的计算分析刚 直CEFR物理启动准备工作正在进行。为了验证CEFR堆芯设计的平安性能，在物理启动阶段需要测量其钠空泡反响性效应。CEFR钠空泡反响性效应实验测量方案是采取两端头密封的实验组件替代测量点位置的燃料组件，通过实验组件密封所形成的空腔来测量钠空泡反响性

36、效应。CEFR堆芯的零功率模拟实验以及施工设计中的理论计算都说明钠空泡引入很小的负反响性，并且组件模拟钠空泡所得负反响性为几十个pcm。因此，在考虑实验方案中要尽量减小各种实验误差，保证所得实验结果合理。本文主要考虑了实验组件和测量点上燃料组件中235U质量、结构材料成分差异给实验带来的误差，并计算了CEFR堆芯4个位置的组件钠空泡反响性效应。本文采用MCNP程序二阶微扰技术和六角形组件均匀化模型进行微小反响性的计算。计算结果说明：1) CEFR堆芯组件空腔形成的钠空泡反响性值约为3040pcm；2实验组件和测量点上燃料组件中235U质量、结构材料成分差异对钠空泡反响性效应的影响极小可以忽略。

37、10 RESSO非在线钠净化 赵佳宁1993年，我院引进意大利建造ESPRESSO回路，1995年8月开工复装，1999年储钠罐装钠 3 190 kg。此后ESPRESSO回路内部处于氩气保护下，仪表封存。该回路在复装之前未经清洗,其内部的残留钠已经严重氧化,局部氧化钠已经吸潮生成氢氧化钠等产物。大型钠回路易地重建后的启动运行，国内没有先例,也未见国外报道。据测算,钠中氧浓度将到达1 3001061 600106。所以，在该回路启动调试之前要解决的关键问题是钠的净化以及回路的清洗，由于ESPRESSO回路的在线净化系统的冷阱的净化能力有限，将采用现有移动式钠净化装置按照先储钠罐后主回路的顺序进

38、行钠净化，直至回路系统钠中氧浓度低于某一数值如3010640106前方可启动回路的在线净化系统进一步净化。11 CEFR热钠池热分层现象许义军CEFR在紧急停堆工况下，会在热钠池上部空间形成热分层现象。热分层出现后，由于上腔室底部存在大量的冷钠相对而言，这将延缓一回路自然循环的建立。同时，冷钠的存在还会降低自然循环的流量，并对事故停堆后堆芯的冷却产生不利影响。因此，热分层现象引起广泛注意。从设备结构的完整性分析看，热分层现象的出现对堆容器和局部堆内构件是不利的，会使这些部件在结构内部形成明显的热应力，对堆的平安运行构成隐患。分析国外已有的实验研究和理论计算进展，并结合快堆现有的计算分析程序，对

39、CEFR的热分层现象进行深入和较为全面的计算分析。通过计算分析可以看到，在全厂断电工况下，在热钠池的上部会初步形成稳定的热分层，分层界面位于中间热交换器入口的下方，但是热分层现象不会对堆的自然循环构成影响。12 CEFR堆芯出口温场和流场的三维数值模拟冯预恒，杨红义，杨福昌，赵 勇，乔雪冬池式快堆的温度场、流场是快堆重点研究课题。钠池区域较大，域内影响流动和传热的因素较多，不同区域轴向和径向，流动形式各不相同，温度分布差异明显，采用常规的计算方法很难得到满意的结论。本文应用大型三维流体力学程序CFX，模拟计算CEFR堆芯出口区域的温度场和流场。通过计算，第1次得到360范围堆芯出口区域详细的温

40、度场、流场。并发现，燃料元件出口550 的高温钠，径向温度影响到达3类钢反射层组件位置。堆芯燃料元件出口的温度场，高温区在外围的燃料元件出口，分布在控制棒之间，中心区域的平均温度比四周略低。堆芯出口的热钠，沿中心测量柱上升，但很难到达3.4 m的自由液面。在额定工况中，控制棒导管和整个中心测量柱的温度在运行期间将保持高温。钠池的内、外平均温度存在明显的温度差，且存在回流。组件出口模型示于图1。堆芯出口流场示于图2。图1 组件出口模型 图2 堆芯出口流场13 CEFR一回路主循环泵卡轴事故分析任丽霞CEFR是一池式钠冷快中子反响堆，其设计热功率为65 MW，试验发电功率为25 MW。对于CEFR

41、的平安分析而言，1台一回路主循环泵卡轴事故是典型的失流事故。1台一回路主循环泵发生卡轴，造成这台泵瞬时停止转动，不能为堆芯提供流量，同时，由于这条环路的逆止阀没有关闭，还会造成完好环路泵提供的流量在故障环路中倒流，造成堆芯严重失流，堆芯冷却恶化。使用俄罗斯引进的系统分析程序DINROS对中国实验快堆的1台一回路主循环泵卡轴事故进行分析。分析结果说明，事故过程中堆芯出口冷却剂最高温度为756.6 ，燃料元件包壳最高温度为767.9 ，燃料中心最高温度0.40 s时达2 169.9 后单调下降。以上3种温度均低于D类工况设计限值，不会发生冷却剂钠沸腾、燃料元件包壳破损和燃料熔化，因此,不会造成放射

42、性物质释放，符合D类工况验收准那么。14 地震作用下容器中液体晃动的质量-弹簧模型文 静，李海龙，栾 霖在地震作用下，贮液容器中的流体与容器相互作用，使容器底部和侧壁承受流体的压力，即液动压力。美国民用工程师协会标准?平安相关核设备的地震分析及说明ASCE 486?简称ASCE 486对此给出了全面说明和简单有效的一维的集中质量-弹簧梁模型。本工作目的在于把ASCE 486中的对流压力的模型扩展到三维中去。经过验证，该模型是有效的。?ASCE 486?中给出了容器与流体的一维“集中质量-弹簧梁模型。其中，贮液容器被简化为梁模型，容器中的液体那么被简化为一系列离散的对流质量和与容器壁通过弹簧相连

43、的脉冲质量，而质量与弹簧参数均在刚性壁假定下计算，这样既考虑了容器壁的弹性，又使问题变得简单。本文以立式圆柱形储液容器为例，给出了三维的流体晃动的质量-弹簧模型图1。其中，R为容器内半径，h为液面高度，MI、HI分别为与脉冲压力对应的脉冲质量和质心高度，MC、HC为与对流压力对应的对流质量和质心高度，KC为弹簧刚度。模型中的容器直接采用板壳元或三维实体元而不是梁单元模拟，这样可以直接得到容器壁上的应力。 对流质量MC布置在圆柱的中轴(图1b)，弹簧沿高度均匀分布n1层。每一层弹簧在水平面内分布n2个区别于ASCE 486中模型，ASCE 486模型中仅1个，均匀分布在圆周上，使对流质量与圆周连

44、接。由此，分布的弹簧刚度kf应满足下式：n1n2kf/2=KC n23 弹簧的数量不宜过少，以免在弹簧连接的实体上产生过大的应力集中，该应力集中是虚假的。该三维模型已经在CEFR工程设计中使用，证明该三维模型是有效的。ab b 图1 柱形贮液容器的弹簧分布a侧视图；b俯视图15 CEFR反响堆容器散热计算乔雪冬，杨福昌CEFR高温的冷却剂与外界大气之间存在巨大的温差。尽管反响堆外表设有保温层，散热量仍很可观。为了确定热量排出情况，保证反响堆平安，本工作对堆容器的散热情况进行计算。计算范围包括主容器、氩气层、保护容器、保温层等。根据边界条件的不同，计算了4种状态下的系统散热情况：额定功率运行、冷

45、停堆、热停堆及全厂断电事故状态。计算考虑热传导、对流及辐射等多种热传递方式。采用热工流体程序STAR-CD，按照11的比例，六面体Hexa网格模拟堆容器结构。计算方法为压力隐式算子分割算法。计算结果显示：堆容器系统的温度由内到外逐渐降低，在不同设备中温度下降的幅度是不同的。主容器和保护容器的材料是不锈钢，其热阻非常小，热量通过这些设备时根本没有带来明显的温差，而在氩气层和保温层的温度变化趋势明显，保温层是最主要的保温设备，温度在该层下降得最剧烈。由堆容器冷却系统各层温度分布，计算出保温层外表的热流密度，最终得出额定功率、冷停堆、热停堆和全厂断电事故四种状态下中国实验快堆堆容器系统的散热量。16

46、 CEFR二回路水锤分析唐 龙，王 彬CEFR以液态钠作为一、二回路冷却剂。二回路蒸汽发生器泄漏发生钠水反响会在二回路系统中引起水锤，水锤事故可以引起管道的甩摆，拉断管道支撑，使管道破裂，甚至直接造成核电厂事故停堆。因此，水锤是CEFR设计和平安分析中的一个重要问题。本工作在清华大学按照CEFR一、二回路系统初步设计参数编制的水锤分析程序的根底上，采用CEFR二回路冷却系统施工设计参数重新进行分析计算。17 CEFR外推临界程序离线验证范振东外推临界程序是CEFR物理启动软件中1个重要的子程序之一。在物理启动软件编制完成后，将分别对其中的各个子程序进行实验验证。本工作仅就外推临界程序的离线验证

47、过程进行简单的介绍。整个物理启动软件采用模块化程序设计，界面采用典型的WINDOWS应用程序风格，具有MDI界面，顶部菜单条和底部状态条。外推临界程序在物理启动软件结构中的位置示于图1。程序验证工作分2个阶段进行，初期编写了计数率值模拟程序，预先设定初次装料对应的一定次临界度下的计数N0，此后假设次临界度随堆内燃料增加而逐渐减小，用1个子程序计算出相应的10个随机计数，再把这些计数输入到外推临界程序里，外推临界程序即可计算出临界质量并显示外推曲线。在程序验证后期，作者整理了在俄罗斯BFS-101堆芯上外推临界实验的经历和详细现场数据，并输入到外推临界程序内，观察到其输出的计算结果与当时人工计算

48、的结果完全相同，显示的倒数外推曲线与原手工绘制曲线大致相同，且整洁美观。经过离线验证，证明CEFR物理启动软件外推临界子程序数据处理准确，人机交互友好，符合相关技术要求。图1 外推临界程序在物理启动软件结构中的位置18 CEFR物理启动温度反响性系数测量试验方法唐忠樑CEFR在首次临界试验完成后，由净堆临界装载向运行装载冷态过渡。完成一系列物理试验后，在提升功率之前，逐渐向运行装载热备用态过渡此时，反响堆的功率仍为零。这时，反响堆的介质温度从250 上升到360 。由于堆芯材料温度和钠冷剂温度的变化引起了钠密度、燃料组件尺寸、钢反射层组件尺寸变化、Doppler效应以及栅板联箱径向膨胀导致堆芯

49、径向尺寸改变的效应，使得堆的反响性发生改变。CEFR物理启动温度反响性系数测量试验就是测量CEFR从250 等温加热到360 时由于温度的变化所引起的反响性变化。测量时把从堆芯进出口温度从250 到360 分为几个温度台阶，测量各段温度范围由于温度的变化所引起的控制棒临界棒位的变化，从而得到CEFR温度反响性效应的实验值。反响堆的温度系数定义为反响堆等温变化单位温度所引起的反响性变化，即 = /t (pcm/)。式中：为由于温度变化引起的反响性变化量，pcm；t为温度变化量，。CEFR温度反响性效应的测量试验将采用比对刻度法进行。比对刻度法是指根据两种不同堆芯状态下临界棒位的差异，利用已经刻度

50、好的控制棒得到这两种堆芯状态下的反响性的差异，进而求出待测的反响性。19 ERANOS程序用于CEFR堆芯物理特性的验证计算赵金坤ERANOS系统欧洲反响堆分析优化系统是欧洲和日本联合开发的快中子反响堆堆芯物理屏蔽计算软件系统，采用模块化设计，包含核截面库制作、中子学计算和燃耗计算等模块。该系统可进行反响堆中子学一维至三维的扩散、输运计算，可进行堆芯中子动态特性、燃料管理以及灵敏度分析等计算。本工作主要是进一步学习使用ERANOS程序系统，并针对CEFR堆芯物理特性进行了比照计算。主要计算内容包括：针对CEFR不同组件进行栅元计算，得到各种材料的少群截面数据；堆芯稳态物理特性参数和燃耗计算。对

51、于CEFR堆芯物理参数，通过比照计算说明采用不同程序系统计算得到的结果符合较好。20 235U和238U裂变率分布测量应考虑的因素胡定胜用箔片活化法测量堆内235U和238U裂变率时，由于探测箔内待测核素的富集度不是特别高,铀箔辐照后，测到的某个射线能量如1 596 keV的计数来源于这两种核素235U和238U核裂变产生的相同裂变产物140La，即测量中不可能单独测量235U或238U裂变产生的140La的射线的计数。其结果就造成核裂变反响率测量值因这两种核素的相互“掺和而不准确。计算说明，用国产高浓铀(90%235U，以质量计，下同)测量235U裂变率时，铀箔中所含238U对裂变率的奉献仅

52、为0.69%；而用国产贫铀(0.3%235U)测量238U裂变率时，铀箔中所含235U对裂变率的奉献到达4.58%。如果采用瑞士IRMM 的贫铀(0.001 04%235U)测量238U裂变率，那么铀箔中所含235U对裂变率的奉献仅为0.016 6%，其影响极其微小。当用1组国产贫铀箔测量238U裂变率相对分布时，各箔片在堆内照射后，依次用同1台HPGe-谱仪测量各箔片的同一感兴趣的峰如140La的1 596 keV的面积时，经探测效率、衰变时间、自吸收和死时间的修正后，作归一化处理，便得到该组贫铀箔的裂变率分布。当然，必须扣除各片中所含235U裂变的奉献后才能得到238U裂变率分布曲线。实际

53、上，由于堆内各点的能谱是有差异的，于是作为能谱指标的裂变截面比f8/f5会随着堆内位置的改变而变化。即快堆内能谱指标也存在一个分布。在对上面测得的那组贫铀箔的裂变率分布作修正时，必须针对各待测点因截面比值所存在的差异进行修正。下面以 238U和235U裂变率轴向相对分布测量为例说明修正的过程：1两类箔片同时照射，假设以第j点的238U裂变率为归一点，第i点的238U裂变率的相对值为： 1式中，Qi5为235U对238U的掺和修正因子 2通过计算得到各测点的235U对238U的掺和修正因子Qi5。再逐个将Qi5值代入式1，便将贫铀箔的裂变率轴向分布处理为238U的裂变率轴向分布。轴向裂变率分布掺

54、和修正因子示于图1。从图1圆点可见，235U对238U的掺和修正因子Qi5在活性区中心附近根本不变化，在活性区边沿缓慢变小，而在反射层内急剧下降。因此，用国产贫铀箔测量238U裂变率分布时，必须对箔片中所含235U的奉献进行修正。2) 假设入堆辐照的是1组高浓铀箔(90%235U)，可以得到与式1和式2相类似的公式。通过计算得到各测点的238U对235U的掺和修正因子Qi8。再进一步计算，便将高浓铀箔的裂变率轴向分布处理成235U的裂变率轴向分布。从图1方点可见，238U对235U的掺和修正因子Qi8在各点的相对变化很小，即便在反射层内，该因子只是微微变大，其相对变化也不大于0.65%。因此，

55、在一些要求不很高的实际应用中，便可以把用高浓铀箔(90%235U)测量出的裂变率分布作为235U裂变率分布。12图1 轴向裂变率分布掺和修正因子1Q 8;2Q 5 21 在-101-1钚堆芯上用小型裂变室测量轴向和径向平均裂变截面比f9/f5王达非本工作是在-101-1钚堆芯临界装置上采用带富集铀235U的富集度为90和钚239Pu富集度为99.5涂层的小型裂变室方法测量平均裂变截面比f9/f5。进行轴向平均裂变截面比f9/f5测量时，在堆芯中心其位置坐标为0，0，0燃料组件位置处把组件替换为实验导管。小型裂变室等测量设备插到实验导管中，用专用定位机械装置连接着小型裂变室，在主控室设置1套远距

56、离控制系统控制专用定位机械装置，从而控制小型裂变室沿轴向的移动，并且精确控制行程。轴向测量的尺寸范围是堆芯中平面以上400 mm至堆芯中平面以下100 mm，每隔50 mm布置1个测点。第1个测点设在堆芯中平面以下100 mm处。在测量时，每个测点测量5次取其平均值。每当测量完1个测点时，小型裂变室提升50 mm。每当测量完5个测点时，再返回中平面处测量1个数据。整个测量过程用2台功率测量装置做功率监督。进行径向平均裂变截面比f9/f5的测量时，选择了5个测点，这些测点的位置坐标分别为0， 0，0、2，12，7、2，6，4、5，6，4、5，12，7。手动把测点位置处的燃料组件替换为实验导管。每

57、个测点测量5次取其平均值。每测量完2个测点返回0，0，0处重测一个数据。22 用裂变探测片测量绝对核功率的设想赵郁森假设235U富集度为的裂变片的质量是mT，且富集度是以重量百分比表示的，那么CEFR绝对核功率可以表示为：+ 1其中：为235U 裂变而产生的143Ce 293 keV射线光电峰下的计数；为238U 裂变而产生的143Ce 293 keV射线光电峰下的计数；I为143Ce衰变时293 keV射线对应的分支比；为谱仪探测143Ce的293 keV射线的效率；是235U裂变时143Ce的产额；是238U裂变时143Ce的产额；时间因子定义为。 但实验中只能测量与的和，即。和与的关系分

58、别为： 2 3将式2和3代入式1，并考虑其他修正，得： 4其中，和分别为和，是堆芯235U和238U裂变率不均匀修正因子，由理论计算给出或使用实验值，和分别是整个堆芯和的平均裂变率，和分别是堆芯中心即裂变片所在处的裂变率；是235U和238U的裂变截面比，使用实验值。23 楼层反响谱插值计算及比拟莫亚飞，文 静，李晓轩一般工程中，只给出了对应有限个阻尼比的反响谱值，其他阻尼比所对应的反响谱值没有明确给出，而实际抗震分析过程中需要这些反响谱值作为输入数据。所以，有必要对这些阻尼比对应的反响谱值进行补充，以便在抗震分析中应用。对于没有明确给出的反响谱值，可通过插值方法得到，反响谱对阻尼比插值有两种

59、常见方法即线性插值法和指数插值法。由于计算反响谱的杜哈梅积分是1个包含阻尼比的指数函数,所以对阻尼比的插值函数通常采用指数形式。 = 1其中，和，称为阻尼比。本文以实验快堆支座4.2 m楼层反响谱为例，分别对其进行线性插值和指数插值，得到4%阻尼比所对应的谱值，并对两种计算结果进行比拟和分析。具体结果示于图13。结果证明指数插值与线性插值都是合理的,其中线性插值比拟保守。线性插值最多可比指数插值高8%9%左右，但由于线性插值更为简单方便，工程应用中更多采用线性插值。 图1 反响堆支座处(+4.2 m)x方向反响谱线性和指数插值结果曲线实线：阻尼比为4，线性插值；虚线：阻尼比为4，指数插值图2

60、反响堆支座处(+4.2 m) y方向反响谱线性和指数插值结果曲线实线：阻尼比为4，线性插值；虚线：阻尼比为4，指数插值图3 反响堆支座处(+4.2 m) z方向反响谱线性和指数插值结果曲线实线：阻尼比为4，线性插值；虚线：阻尼比为4，指数插值 %z5LgWs-EaQm!x3JfVr(C8Ok#w2HdTp*B7MiYu0GcRn%z5LhXs-EaQm$x3JfVr)C8Ok#w2IdTp*B7NiYu0GcSn%z5LhXt-EaQm$y3JfVr)D9Ok#w2IeTp*B7NjYu0GcSo&z5LhXt+EaQm$y4JfVr)D9Pk#w2IeUp*B7NjZu0GcSo&A5LhX