压水堆燃料元件棒传热的分析

反应堆中堆芯传热问题非常复杂.本文对压水堆燃料元件棒内的传热做了简化,将燃料芯块视为含内热源的稳态传热,芯块与包壳之间的间隙以及包壳看作稳态导热,探讨燃料元件棒内热量的传递,得到各区间的温度分布、热流量分布.     

反应堆功率流量保护中智能化的研究

本文介绍了反应堆超功率保护、超功率流量比保护、一回路断流量事故保护及泵高速低流量和泵低速过低流量保护等系统中利用一台微机实现安全保护智能化的研究。文中以××反应堆为母型,根据反应堆运行时对上述安全保护系统的要求介绍了微机控制的保护功能、为实施这些功能所采用的硬件及应用软件流程,指出了在反应堆功率流量保护中利用微机实现智能化的特点。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

改进型快谱超临界水冷堆子通道CFD数值模拟

改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)具有紧凑的堆芯设计,堆芯内采用增殖组件与点火组件混合排布.增殖组件采用内冷式的圆形冷却剂通道,点火组件则采用典型三角形通道.本文基于CFD软件FLUENT采用流固共轭传热方式,分别对SCFRM两种冷却剂通道内流动状态进行数值模拟计算,研究了稳态工况下SCFR-M堆芯设计的热工水力特性,计算结果表明:两种子通道中包壳表面温度均小于650℃、燃料芯块中心线温度均小于1900℃,且流致振动程度在可接受范围内,符合安全设计限值.     

中国实验快堆单组件完全堵流后钠沸腾的预测

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SCARABEEBE 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。SCARABEEBE 1实验中,干涸发生之前,沸腾持续了大约2.2s;对于CEFR,沸腾开始后0.3s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。     

快堆局部堵流所致堆芯局部熔化事故的预测模型

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口瞬间完全堵流所导致的事故序列,根据SCARABEE-N系列实验建立了相关模型。采用两流体模型来描述冷却剂的两相热工水力行为;包壳的流动、燃料的熔化及塌陷采用类似SURFA SS程序的经验性方法处理;对于事故后期形成的UO2-钢混合体热源沸腾池,采用一维半经验模型描述。对SCARABEE BE+1实验进行了计算,计算结果与实验结果基本吻合。在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在此事故工况下的行为进行了预测,结果表明堵流后7.2~8.0 s事故传播到相邻燃料组件。     

基于计算流体动力学方法的氟盐冷却高温堆安全限值分析

氟盐冷却高温堆(FHR)是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。以上海应用物理研究所设计的球床FHR(PB-FHR)为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

基于FLUENT 的UDS和UDF功能的中子扩散耦合计算研究与快堆应用分析

随着计算机性能的不断提高,用CFD与中子学相结合的方法分析复杂的流动与传热现象引起了人们的广泛关注. 本文基于FLUENT的UDF(User Defined function)和UDS(User Defined Scalar)功能对中子扩散方程进行定义,利用FLUENT内基于有限容积法的求解器对中子扩散方程进行迭代求解,同时耦合质量,动量,能量方程的迭代求解,在每次迭代计算时,将中子扩散方程迭代计算得到的功率分布（中子通量分布）传递给热工水力计算作为热源项,同时将热工水力计算得到的温度分布传递给中子扩散计算,修正材料的宏观反应截面,实现中子扩散和热工水力在同一求解器和同一套网格下的耦合计算. 通过对5×5压水堆组件模型进行建模和计算,将计算结果与其他程序计算结果进行对比,验证该耦合计算方法的可行性和数据传递的正确性. 然后将该耦合方法应用到模块化铅冷快堆(M2LFR-1000)热组件计算中,证明热工水力学参数(燃料最高温度,包壳外表面最高温度)在设计限值范围内.     

混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的.     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

冷源、热源温度对自然循环系统运行可靠性的影响分析

 物理过程失效是导致非能动系统运行失效的重要因素之一,必须在非能动系统可靠性分析中予以考虑.而对于物理过程失效,目前尚无成熟的分析方法.本文提出采用蒙特卡罗模拟方法研究冷源温度、热源温度在其合理范围内变化对自然循环系统运行可靠性的影响.结果表明,冷源、热源温度变化对系统物理过程失效具有重要影响,且运行列数越少,影响越显著.计算结果说明系统运行失效是物理过程失效与设备失效综合作用的结果,但并非二者的简单叠加,物理过程失效与设备失效是互为条件的;当系统设计安全裕量较大时,即使参与运行的设备列数不能满足设计要求,也并不一定导致系统失效.     

包壳管三维力学建模及其变形分析软件开发

燃料棒包壳通常为锆合金制成的圆筒状结构,在堆内复杂的“高温-高压-辐照”作用下因结构蠕变导致坍塌,从而失去其结构功能危害反应堆运行安全。本文基于连续介质力学理论,建立三维包壳结构的控制方程,并开发有限元数值计算软件BINE3D。本软件计算结果与商业有限元软件ABAQUS结果一致。随着辐照时间的增加,包壳管蠕变变形逐渐增加、蠕变变形速率逐渐降低,最终可能导致包壳坍塌。包壳管的初始椭圆度越大,辐照变形的总椭圆度越大。本软件可为包壳的结构设计、安全分析和寿命评估提供指导。     

核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统（PRHR：passive residual heat removal）在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全．应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性．结果表明：在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值．     

非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析

对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型，并编制程序对模型进行了数值求解，模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性．计算分析了冷热芯位差和余热交换器换热面积对系统特性的影响．结果表明，各参数的变化趋势是合理的．冷热芯位差和余热交换器换热面积越大，对系统越有利．     

200 MW核供热堆非线性模型的动态分析

为了对已建立的２００ＭＷ核供热堆的非线性模型寻求简化的依据，对该模型进行了动态分析。讨论了在反应性扰动和二回路流量扰动下，堆功率和上气室水温的动态过程。通过比较模型的动态特性曲线，得出结论：一组缓发中子模型满足控制模型所要求的精度；在整个自动功率运行范围内，不能忽略自然循环流量变化对堆芯内燃料与冷却剂之间的传热系数的影响，但可忽略它对主换热器一次侧换热系数的影响、主换热器管内水的热惯性以及堆内各出入口处的容积作用，并可把烟囱和下降管分别用一阶惯性环节近似，对二回路流量扰动下的动态特性影响较明显，而对反应性扰动下的动态特性影响不大。     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。