非能动安全壳外部冷却相似模拟

为了应对具有被动安全特征之先进反应堆设计中模拟验证需要,针对具有双层壳体和非能动冷却特性的安全壳结构中两壳体之间冷却流道的传热特性模拟问题,该文采用不同于常见局部现象模拟中归纳式模拟逻辑或者系统模拟中演绎式模拟逻辑的双层次构架式体系建立了模拟模型,分别在系统及局部传热传质过程的不同分析层次建立了守恒方程组。通过推导得到的表征流场状态之特征参数群,确定了流道冷却模拟的关键影响参数为功率体积比以及流体的Stanton数,并给出了相应结构参数的相似比例关系。本方法为模拟流道设计提供了理论依据和基本比例化设计参数。     

核电厂严重事故下预应力混凝土安全壳极限承载力分析

安全壳作为反应堆和环境之间的实体屏障,需要在各种事故工况下能够防止或缓解放射性物质向环境的释放,其中严重事故下的极限承载能力是衡量安全壳完整性的重要指标。通过构建预应力混凝土安全壳结构模型,分别考虑材料本构模型、预应力损失和严重事故下的温度压力效应,对不同内压载荷下安全壳的结构特性进行非线性有限元分析计算,并结合失效准则,研究安全壳极限承载力的确定方法。结果表明：安全壳极限承载力由设备闸门附近区域的应力水平控制,当内压增大到0.96MPa时,安全壳筒壁混凝土全截面达到抗拉强度,大部分混凝土退出工作,当内压增大到1.21MPa时,设备闸门附近的钢衬里出现一定的屈服,安全壳达到承载力极限状态。     

Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.     

Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.     

超临界直流锅炉水冷壁压降及出口汽温计算

针对超临界直流锅炉水冷壁结构特点及炉内热负荷分布特点,将水冷壁划分为由流量回路、压力节点和连接管组成的流动网络系统.根据质量守恒、动量守恒和能量守恒方程,建立了超临界直流锅炉水冷壁压降和出口汽温的数学计算模型.在此基础上,对利港发电厂600 MW超临界螺旋管圈直流锅炉在不同负荷时上升系统总压降及上、下炉膛水冷壁出口汽温...     

岩体THM耦合模型控制方程建立

根据岩体三场耦合的机理分析,从线性动量守恒、质量守恒和能量守恒出发,理论上推导出以位移、孔隙压力和温度为未知量的THM耦合控制方程组,包括岩块变形场方程、地下水连续性方程和水、岩能量守恒方程.方程组不仅考虑了水、岩的密度随温度和压力变化,同时也考虑了水、岩温度不同具有热交换,最后还对后继研究提出了建议.     

高温高压旋风分离器的性能及其应用

以工业应用成熟的PV型高效旋风分离器为基础，从改善分离器的强度入手，对PV型分离器顶部及进气口等部位的结构进行改造，提出了一种拱顶、直切入口、升气管偏心的新型旋风分离器。介绍了新型分离器与PV型的冷模对比性能试验、分离效率与压降计算及其在粉煤灰熔聚流化床气化、聚丙烯聚合反应装置中的应用。结果表明，新型分离器结构强度和分离性能优良，适合在高温、高压工况下应用。     

变形压力钢管的压力脉动

给出了变形压力钢管压力脉动的偏微分方程,并针对压力钢管一端有压力脉动的情形进行了线性化求解,这对于输液管道的稳定性,特别是对水力机组压力钢管内水体共振现象的分析具有一定的实用性．     

CASTA-1:水堆全堆芯和子通道三维两流体瞬态分析程序

本文给出了用于核反应堆堆芯热工水力瞬态分析的两流体模型。该模型分别列出每一相的质量、动量和能量差分守恒方程，不需要两相有相同的速度和温度。按该模型编制的ＣＡＳＴＡ－１程序能求解直角座标系的三维方程组。该程序允许选择堆芯顶部和底部的压力或速度边界条件的任意组合。由于该程序还考虑了测边界条件的处理，因此它不仅能用于全堆芯分析，还能用于子通道分析。文中还给出了压水堆和沸水堆堆芯计算实例的比较。     

含高分压不凝气体的蒸汽在分离式热管内凝结换热

设计建立了一套以水为工质的分离式热管系统实验台,系统冷凝端采用水冷套管式换热器.在此实验台基础上研究了不抽真空、有大量不凝性气体存在于分离式热管的凝结放热问题,测定了在不同的入口蒸汽温度、循环蒸汽流量、冷却水进口温度及流量条件下混合气体在圆管内凝结换热的情况,分析了这些参数对换热过程的影响.同时,还对套管内含高分压不凝性气体——空气——的水蒸汽凝结换热物理模型进行了研究,并建立了相应的数学模型.模型中除了质量守恒、动量守恒、能量守恒和界面控制方程外,还增加了流动扩散和凝结控制方程.模型结果显示蒸汽放热量与实验测定值基本吻合,偏差在8%～15%之间.     

新型可调温控压的电压力锅的研制

针对以往电压力锅安全性差,不节能的缺点,研制了一种新型可调温控压的电压力锅。这种压力锅不仅压力可以随意调节,而且水的沸点（加压下,水的沸点超过100℃）以下的温度也可以随意调节。到达设定温度时,压力锅处于断续、恒温加热状态,此时即可以保证压力锅处于安全压力状态,又可以达到省电目的;到达设定时间,压力锅处于保温状态。     

地下储气库注采井温度压力耦合分析

地下储气库进行循环注气、采气作业,引起注采井筒温度、压力分布的交替变化,准确预测井筒温度、压力分布是优化设计管柱的基础。基于气体质量、动量、能量平衡方程和地层-流体径向非稳态传热模型,考虑气体的焦耳-汤姆逊效应,得到了井筒气体温度、压力、密度和流速的耦合微分方程组,采用四阶龙格-库塔方法数值求解。通过实例分析了注采工况下井筒的温度、压力分布特征及影响因素,并与Well Cat软件计算结果相比较,结果表明注气井口温度、注气压力、注采流量和作业时间影响井筒的温度压力分布。注气中,注入压力对井底压力的影响最大,对井底温度的影响很小;采气中,井口温度随流量的增加而增大,井口压力随流量的增大而减小;作业早期温度、压力随时间变化较大。     

基于压力修正方法的高温气冷堆模拟

高温气冷堆热工水力过程模拟是高温气冷堆模拟机开发的关键技术之一,采用流体网络建立流动过程计算模型,将压力修正方法应用到流体网络求解中,传热网络建立传热过程计算模型,并实现流体网络与传热网络的耦合计算,建立了适用于高温气冷堆模拟机的热工水力过程模拟方法,采用组件搭建的方式模拟热工水力过程。将模拟方法应用到带有分支汇合的管路和中间换热器的热工水力过程模拟中,结果表明:压力修正方法的应用使得流体网络具有良好的收敛性,稳态工况计算结果具有良好的稳态精度,动态过程计算能够正确响应热工水力过程的特点,模拟结果与理论分析一致。     

Sensitivity Analysis of Relap5 Simulation on AP1000 Nuclear Power Plant

During the simulation of AP1000 nuclear power plant,the values of input parameters, core nodalization methods and calculation models, may have important influence on the code outputs. Therefore, it is necessary to identify and evaluate the influence of these parameters and modeling approaches quantitatively. Based on the best estimate thermal-hydraulic system code RELAP5,sensitivity analyses have been performed on core partition methods,parameters and models in AP1000 nuclear power plant,such as the core channel number,pressurizer node number,and feedwater temperature. The results show that code channel number,code channel node number, and the pressurizer node number have apparent influences on the coolant temperature variation and pressure drop in the reactor. The feedwater temperature is a sensitive factor to the steam generator( SG) outlet temperature and the SG outlet pressure. In addition,the influence of the cross-flow model on coolant temperature variation and pressure drop through the reactor is insignificant,both in steady state and loss of power transient. Furthermore, some suitable parameters and modes also have been put forward for the nuclear system simulation.     

多场耦合下大体积混凝土初次蓄水的温度应力问题研究

在大体积混凝土坝初次蓄水时,温度较低的库水必然会对坝体温度场产生较明显的影响,从而影响坝体的变形,甚至产生温度裂缝.为分析大体积混凝土初次蓄水的温度应力,本文将混凝土类多孔介质视为连续介质,综合运用水力学、热学和固体力学等基本理论,根据动量守恒、质量守恒和能量守恒方程建立了以位移、孔隙水压力、孔隙气压力、温度和孔隙率为未知量的多场耦合数学模型,在此基础上编制了有限元计算程序,并对大体积碾压混凝土块的渗流场、温度场和应力场进行了耦合分析,结果表明,考虑耦合后块体温降幅度及温度大主应力均较不考虑耦合条件下大.     

Numerical studies on flow and thermal fields in MOCVD reactor

A systematic study has been performed to investigate the flow and thermal patterns of vertical rotating Thomas Swan MOCVD reactor at low pressure,using 2-D dynamic modeling.By varying and calculating the several important process parameters of the reactor,the optimized conditions of the uniform distributions of velocity and temperature profiles in steady state have been obtained.Then,time-dependent models with the step response perturbation of the total gas rate can help identify the visual transient behavi...     

管道长度与阻抗式调压室水击穿室系数的关系分析

由于阻抗的存在,阻抗式调压室不能完全反射水击波,存在水击穿室问题.本文根据阻抗式调压室的实际边界情况,利用水击基本方程,运用特征线法,通过对实例的计算分析,得出了管道长度对阻抗式调压室水击穿室系数的影响关系.     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。     

水平井压井立压控制误差分析与井口套压预测

根据水平井压井的基本原理,考虑环空摩阻、流体流型影响下的计算误差,分析了水平井与直井压井控制立压变化的比较误差.以直井井控理论、多相流理论为基础,建立了水平井井控三相流理论模型,采用有限差分方法对模型进行了数值化求解.算例分析结果表明,在水平井立压控制过程中,如果按直井方式压井,不仅在初始立压点和终了立压点存在误差,而且在造斜点、稳斜点处也存在较大的误差,这将对水平井井控作业产生一定影响.在水平井压井过程中,直到溢流全部移出水平段时水平井的井口套压才开始逐渐增加;岩屑床的存在使水平段和造斜段的环空尺寸减小,对流体流速有一定影响,使井口套压比不考虑其存在的情况时偏高;水平井曲率半径、水平段长、水平段微小倾角、多个造斜率等因素对井口套压影响不大,而井眼尺寸、压井排量、溢流量等因素对井口套压影响较大.     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。