摘要：核电厂的可靠性影响其安全性和经济性,池式钠冷快堆二回路系统是整个电厂的枢纽,其重要性不言而喻。本文把FMEA可靠性分析方法推广到核电厂的设计过程中。针对池式钠冷快堆二回路系统,建立FMEA分析步骤;通过FMEA分析,得出钠冷快堆二回路系统蒸汽发生器前后隔离阀是重要且关键设备,中间热交换器是重要设备,使设计人员更清晰了解系统的薄弱环节(设备、过程),可在设计阶段通过改进设计尽可能消除,并为后续系统设计提供借鉴。

摘要：反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1—2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1—2005标准的最大相对偏差约为0.1%,与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级,初步证明了所开发模型的正确性。最后,基于中国实验快堆的设计数据,分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响,结果表明,忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%,出现在停堆初期。因此,计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。

摘要：系统瞬态分析程序是用于示范快堆设计的工具软件之一,由中国原子能科学研究院自主开发,中子学模块是此程序中用于计算反应堆功率的模块。为了确保软件计算的正确性,需要对其进行验证与确认(V&V),本文对中子学模块求解点堆计算功率的结果进行了验证,是整个程序V&V工作中的一个部分。结果显示,在不同的条件下,中子学模块计算的结果与多种数值方法符合较好,满足程序计算的需求。

摘要：为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。

摘要：由上影集团拍摄的《东京审判》还原了60年前远东国际军事法庭审判日本战犯的全过程.它记录了中华民族那段屈辱与尊严并存的历史.这段历史是许多上了年纪的中国人无法回避的残酷记忆.它见证了中国人民的苦难、血泪、屈辱的往昔,又记录了中国人民扬眉吐气的场景.