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。     

我国快堆技术发展的现状和前景

考虑到人口众多,经济快速发展,人民生活水平不断提高,人均能源相对贫乏和环境保护,国家已决策加快核能应用的发展。采用压水堆－快堆匹配闭式燃料循环达到核能供应的快速增长和可持续性的基本战略已经决定,也决定了分离和用快堆和ADS对高放废物（MA）的嬗变战略。笔者建议快堆工程发展将分三步进行,中国实验快堆（CEFR,65 MWt/20 MWe）,中国原型/示范快堆（CEFR／CDFR,大于等于1 500 MWt/600 MWe）和中国经济验证性快增殖堆（CDFBR,1 000 MWt/1 500 MWe）。CPF     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.     

不锈钢陶瓷复合管材剪切过程数值模拟

快堆乏燃料组件进入快堆乏燃料后处理工艺流程的第一步便是剪切解体,因辐射的制约,通常使用不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒进行实验。将不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒并组成复合管材模型模拟单根快堆乏燃料组件,根据非线性有限元分析软件Abaqus中Johnson-Cook本构模型与Johnson-Holmquist ceramic(JH-2)本构模型构建不锈钢陶瓷复合管材的材料模型,模拟其剪切断裂过程,并研究不锈钢陶瓷复合管材在剪切过程中断裂损伤失效过程中受力变形情况,以及刀具进给速度、剪切间隙对剪切力的影响。结果表明最大剪切力随进给速度增大而增大,随剪切间隙增大呈现先增大后减小的趋势,能为组件剪切方案和剪切机设计提供参考。     

NHR-200燃料组件定位格架水力学模拟实验研究

为了掌握２００ＭＷ核供热堆定位格架对燃料组件阻力系数的影响,采用１１的实验本体,模拟条件为几何形状,雷诺数相同,在ＨＲＨＴＬ－２００水力实验回路上完成本实验研究。描述了实验本体的设计及制作方法,研究了燃料组件进口节流孔板在开孔直径分别为７０ｍｍ,９０ｍｍ和１１０ｍｍ条件下,燃料组件及模拟定位格架的流动阻力特性。分析了定位格架对燃料组件阻力系数的影响。实验还研究了有、无定位格架时棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响。实验结果表明棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响可以忽略。研究结果可直接用于２００ＭＷ核供热堆的热工水力学设计。     

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.     

Experimental Analysis on Non-thermoequilibrium in a Natural Circulation System

给出自然循环系统中欠热沸腾及闪蒸的分析及实验研究结果。实验在５ＭＷ核供热堆的模拟实验回路上完成。分析采用了四方程一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中汽泡闪蒸起始点。进口欠热度及系统压力作为变化参数。为了便于比较，也给出了仅采用饱和沸腾模型的结果。研究表明欠热沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布及系统循环流量有很大影响，且系统压力越低，欠热沸腾及闪蒸的影响越大，在很宽的进口欠热度条件下加热段中只发生欠热沸腾。计算结果与实验值吻合得很好。此研究结果对于丰富和发展两相流理论，对自然循环两相流系统，特别是对以自然循环方式运行的低温核供热反应堆有重大意义。     

一种快堆边界下的裂变气体释放数值模型

裂变气体释放(FGR)对燃料元件的热力演化过程有着极其重要的影响,准确地模拟反应堆中裂变气体释放是燃料元件性能分析程序开发的最基本内容之一, 也是重要的评价准则. 本文围绕快堆边界下的裂变气体释放行为展开详细论述,基于气体原子与气泡行为模型,模拟了晶内气体原子的产生、自由扩散、俘获-再溶解等行为,以及晶内气泡的形成、生长、融合、移动等行为.模拟了晶界气泡的生长、连接、通道形成与气体释放等过程. 通过数值方程组离散和迭代计算,建立了一种快堆边界下的裂变气体释放数值模型. 经过与理论及实验数据对比,结果显示该模型能准确预测燃料元件的裂变气体释放份额与气体肿胀量,能较好地模拟晶内气泡浓度与尺寸. 表明该模型可以用于快堆燃料元件性能分析.     

CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆（CEFR）内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。     

钍铀燃料快谱系统中Pa233的特性

镤(Pa233)是钍铀燃料转换链中的重要核素,有着较长的半衰期(27.4 d)和较大的中子吸收截面,对于Th232到U233的转换率、钍铀燃料堆芯的运行都有着重大影响.在已有的使用钍燃料的热堆设计中,普遍对Pa233的这一特性作出了反应堆运行上的调整.该文利用基于Monte-Carlo方法的MCBurn程序系统,研究了Pa233核素在快中子能谱条件下的表现和对反应堆物理性能的影响,得到了Pa233核素在快谱和热谱下的不同性能对比,说明了Pa233对燃料转换比、反应堆开堆和停堆后反应性变化的重要影响,为钍基快堆及长寿命堆的设计提供了参考依据.     

The design and calculation of the delayed neutron detection system for PWR and CEFR

This paper discussed the importance of the delayed neutron detection system. We improved the delayed neutron detection station and delayed neutron detector, so the noise was greatly decreased and the detection efficiency was greatly increased. After the improvement the stability of the detector was enhanced and the false alarm was eliminated. We introduced the principle of the gas lift pump designed for the sodium cooled fast reactor. A calculation model of the failed fuel detection system of CEFR was proposed, and from the model a code using LabWindows/CVI was developed. The minimum broken area that could be detected by the delayed neutron detection system of CEFR was calculated and the delayed neutron detection signal in a few representative transient conditions during fuel failure happened was stimulated.     

环形狭缝通道内干涸点及其位置的实验研究

以蒸馏水为工质 ,对压力范围为 2 .0～ 4 .0MPa ,质量流量 5～ 1 8kg/h ,间隙为 1mm的环形狭缝通道中的流动沸腾进行了实验研究 ,分析了影响干涸点 (DO点 )的界限含气量及其位置 (Lcr)的有关因素 ,采用多元线性回归分析技术整理试验数据 ,得到了有关干涸区传热特性的经验公式 ,试验结果与计算结果误差为± 1 0 % ,此关系式可以用来预测实验范围内的界限含气量及其位置     

多分析软件融合技术的有限元分析计算方法探索

在对某企业常用的平台类钢结构件应力应变分析计算时,应用Solidworks三维设计软件、ANSYS和MSC.Patran/Marc有限元分析计算软件等的多软件融合方法进行了对平台类钢结构件的有限元应力应变分析计算。通过实例,经反复分析、计算与验证,证明这种多软件融合的有限元分析计算方法在有限元分析计算中是切实可行的,能够达到对钢结构件实现快速、准确、有效地进行有限元应力应变分析计算。     

基于气泡的缸盖水腔沸腾传热仿真研究

从气泡核化条件及沸腾起始点要求出发,提出相变判定条件,从而准确界定沸腾区域. 基于沸腾均相流计算模型框架,建立了沸腾传热数值计算模型,并利用Robinson实验数据对该计算模型的准确性进行了校核. 利用该数值模型对缸盖温度场进行了预测,与实机测温结果进行实验比对,证明新沸腾数值模型计算结果更接近实机测试温度,火力面测点最大误差不超过7%.      

过冷沸腾蒸汽-水两相流真实含汽率模型

过冷沸腾蒸汽水两相流相分布特性计算对核反应堆的热工设计与安全分析非常重要。该研究建立了计算过冷沸腾真实含汽率的非线性热平衡微分方程;基于在过冷沸腾起始点和饱和沸腾起始点分别存在2个拐点的特点,提出了高、低入口过冷度工况下沸腾流道内真实含汽率计算模型,模型中同时给出了饱和沸腾起始点的计算公式。根据该模型获得真实含汽率后可采用漂移流模型得出真实空泡率。在较大的压力、质量流速和热流密度工况范围内的该模型计算结果与现有的大量蒸汽水空泡率实验数据一致性较好。     

竖直矩形毛细微槽群轴向干涸高度的理论分析

对背面有热流输入的开放式竖直矩形毛细微槽群蒸发热沉中液体沿槽道方向的润湿与流动特性进行了理论研究，并提出了预测纯蒸发换热情形下竖直矩形毛细微槽群中液体沿槽道方向的干涸点高度的理论模型。研究结果表明，理论模型的计算结果与实验结果比较吻合;干涸点高度随热负荷的增加而降低，矩形毛细微槽的几何尺寸及微槽群密度对竖直矩形毛细微槽群蒸发热沉中液体的润湿和相变换热特性有重要影响。     

加载方法对钢结构件有限元分析结果的影响

文章通过对不同加载方法的有限元应力应变计算结果的分析,提出了常见有限元分析外载荷加载方法的一般形式,常用有限元分析计算软件手工加载和自动加载的特点,外载荷加载的主要影响因素,以及在有限元分析计算中如何避免外载荷加载不合理给最终分析计算结果带来的影响,正确确定外载荷加载的一般手段,并给出了一不同外载荷加载特性对有限元分析计算结果影响程度的实例,为更好地进行钢结构件的有限元应力应变分析提出了一定的见解和经验方法。可供从事有限元分析计算的相关研究人员和工程人员参考。     

排水管道堵塞试验及影响因素分析

随着智慧城市信息集成化的发展应用,对排水管道内水位、流量等主要运行参数的实时监控与自动采集需求越来越强,利用参数采集系统对排水管道堵塞进行定位监测,基于水力相似原理,建立变态相似模型,按照原型长度比例缩小20倍建立试验装置,并针对排水管道试验模型重力流、压力流不同工况进行堵塞试验及堵塞影响因素研究,结果表明:在重力流中,堵塞前水位和堵塞强度呈正相关分布,堰上水头最低点出现在堵塞高度为管径的50%时,且过流损失均随着坡度的增加而增加;堵塞强度在0.5时,过流损失减少值最小;在压力流中,堵塞程度越大,堵塞点前后管道水位高度变化越大;在同一堵塞强度条件下,过流损失随着堵塞长度的增加而增加;随着坡度增加,过流损失增加差额减少;堵塞长度越大,坡度对过流损失的影响越小。试验研究分析了排水管道堵塞状况的变化规律,为排水堵塞故障识别提供了基本依据。     

轴流桨搅拌槽内的微观混合特性

微观混合对快速复杂反应有着重要的影响.本研究采用竞争平行反应工作体系,在直径为0.476*!m的搅拌槽内就加料时间、搅拌转速和加料位置等对产物分布的影响进行了系统的实验研究,并采用E-模型对实验结果进行了模拟计算,模拟结果与实验值的趋势相一致.本工作的研究结果可为工业搅拌反应器的设计及放大提供参考.