反转压水反应堆热工水力特性初步研究

采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据.     

基于COMSOL的板状燃料组件流道堵塞事故研究

板状燃料组件结构紧密,冷却剂流道狭窄,各流道中的冷却剂无法交混,发生流道堵塞事故将引起堆芯局部温度升高,并可能导致堆芯熔毁.为了研究板状燃料组件发生流道堵塞事故后的严重性,选取国际原子能机构的材料测试堆标准燃料组件作为对象,应用COMSOL软件模拟堵塞条件下燃料组件内的热工水力特性的变化.结果表明,稳态运行条件下,冷却...     

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.     

NHR-10堆芯的改进设计

介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2换料方案使得每炉换料周期比较接近 ,并给出了改进设计结果。TRANP和 NNGFM程序计算结果表明 :改进设计后 ,Fxyz从 2 .997降到 2 .2 2 1,运行中的最大Keff从 1.0 5 6降到 1.0 37,Keff随燃耗的变化特性得到了很大改善 ,换料周期除第一个周期为 2 2 5 0 d外 ,后面的周期稳定在 175 0 d,更加符合工程需要。     

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.     

改进Flower型超临界水冷快堆负空泡反应性初步分析设计

超临界水冷快堆结构简化,堆芯功率密度高并且不存在沸腾危机,是一种比较有前途的先进核能系统.但潜在的正空泡反应性系数是需要认真考虑的安全问题.本文建立了改进Flower型超临界水冷快堆堆芯模型,并通过对堆芯分区布置,冷却剂密度分层、MOX燃料合理设计、燃料富集度轴向分层布置,blanket组件盒厚度增加及内部通道采用贫铀冷却的方案,获得了负的空泡反应性系数,初步达到了堆芯的安全设计要求.     

多种整体型可燃毒物对改进型快谱超临界水冷堆中子学特性的影响

建立了装载整体型可燃毒物的SCFR-M点火组件模型,计算分析了不同材料、质量分数的可燃毒物在多种布置方案下的组件中子学参数.综合考虑组件功率畸变、寿期初毒物对反应性的控制能力、寿期末毒物的反应性惩罚等因素,选择合适的整体型可燃毒物布置方案.结论表明稀土氧化物Er2O3以方案4布置在组件中具有较好的中子学性能.     

超临界水冷堆辐照考验回路多尺度热工水力学分析

作为第四代核能系统中唯一的水冷反应堆,超临界水冷堆(SCWR)具有系统简单、热效率高、经济和安全性好等优点.中国和欧盟联合发起了第七框架研究计划国际合作项目"超临界水冷堆燃料性能验证实验(Supercritical Water-cooled Reactor Fuel Qualification Test, SCWR-FQT)",该实验将对超临界水环境下的小型燃料组件进行性能测试,为实验回路进行设计、分析和验证,并为其设计分析和安全许可申请提供支持.本文从计算流体力学、子通道、系统安全角度出发,对整个系统进行多尺度的热工水力安全分析.本文还对子通道程序COBRA和系统程序ATHLET中的传热模型、摩擦阻力模型和湍流交混模型等进行了修改,使其适用于超临界水冷堆模拟.另外,本文通过交换堆芯出口压力、冷却剂进口温度、堆芯进口冷却剂流量、活性区的产热和摩擦因子等参数实现程序耦合,以得到更为精细的热工水力行为.结果表明,修改过后的程序适用于超临界水回路瞬态分析,现有的安全系统设计可保证组件实验段在事故情况下得到有效冷却. CFD计算结果表明,绕丝对棒束流体传热有较大影响;子通道结果表明角通道堵塞条件下包壳温度最高.同时,计算也证实了多尺度耦合程序可精准预测事故进程和参数分布.     

反转反应堆堆芯组件中子学问题初步研究

针对反转反应堆(inverted pressurized water reactor-简称IPWR)中子学问题,首先构筑了IPWR全尺寸堆芯模型,在该模型的基础上进行了堆芯组件临界计算和中子学相关参数计算,确定了当氢重比为6.5,水棒直径范围为7～12 mm得组件栅元尺寸设计范围.同时通过点燃耗程序分析了不同可燃毒物在组件中均匀分布时,无限增殖系数随燃耗的变化,确定选择Er2O3作为IPWR堆芯可燃毒物.     

基于枪钻系统的数控车床应用分析

核反应堆堆内构件是核设备中最关键设备之一,此类构件需要承受高中子注量的辐照和冷却剂的腐蚀,且要在高温、负载工况下保持足够的强度.针对武汉某用户核反应堆堆内构件上支撑柱、堆芯支撑柱、堆芯二次支撑柱及下部导向组件焊后加工深孔的问题,长沙金岭机床有限责任公司生产的CKD6183×3000数控车床上引入了枪钻系统,解决了此类组件焊后加工深孔问题,不仅满足了用户提出的精度要求,而且降低了操作者劳动强度,提高了生产效率,成功实现了高速、高精度、高效率加工深孔,摸索出了在此类组件焊后加工深孔的另一种新方法.