高温堆热气联箱内部流场分析

以高温堆热气联箱为研究对象,在实验研究的基础上,采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行了数值模拟,以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场,为高温堆热气联箱的设计和实验研究提供参考.数值计算结果表明:热气联箱内气流发生剧烈搅混,加速了不同温度气流间的热传递,有利于高温和低温气流间的温度混合.但存在肋片的区域没有发生剧烈的气流搅混,不利于气流间的热传递.热气导管内温度混合率随其长度的增加逐渐增大,热气导管长度2.5m以上时,温度混合率达到99%以上.     

船用堆严重事故下熔融物堆内滞留能力分析

堆芯熔化的严重事故，可能导致船用堆下封头失效、熔融物进入堆坑，危害人员及船体安全。本文采用严重事故一体化程序MAAP4，以船用堆全船断电事故为研究对象，针对低压安全注射系统投入时机、低压安全注射水流量，研究下腔室熔池形成后，投入低压安全注射系统对熔融物堆内滞留的作用。结果表明:在下腔室熔池形成后1576?s时，投入两台安全注射泵仍能有效阻止压力容器失效，实现熔融物堆内滞留；在下腔室熔池形成2646?s后，投入低压安全注射系统不能阻止压力容器失效。      

堆内试验回路事故安全分析

堆内试验回路的安全性现在越来越受到有关核安全部门的重视。它的可靠性不仅影响试验回路本身的安全，而且还有可能影响反应堆系统的安全。从系统压力来说，堆内试验回路基本上可分为高压和低压两种。本文笔者用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２系统分析程序对堆内高压试验回路进行了一些典型事故分析。分析结果表明其设计符合相应的验收准则。     

冷中子源堆内部件失效分析

反应堆的冷中子源装置以液氢作为慢化剂,冷中子源堆内部件的安装位置靠近反应堆堆芯。基于对冷中子源及反应堆安全性影响的考虑,本文对冷中子源堆内部件在各种运行工况(包括失效事件)的状态及事故后果进行了分析。结果表明,堆内部件的失效影响仅局限于冷中子源内部,不会对反应堆安全造成危害。     

中国先进研究堆冷中子源堆内安装

正中国先进研究堆(CARR)冷中子源堆内部分由真空容器及堆内组件组成,包括热虹吸系统、主法兰和与冷中子源堆外系统的连接管线部分,称为冷源堆内装置。CARR冷中子源堆内装置安装在重水箱内,冷包及热虹吸回路装置安装在真空容器内,氘系统管线、氦制冷系统管线、真空管线在堆水池内需要安装固定并与冷包及热虹吸回路装置连接。冷包处在堆芯活性区中心标高位置。CARR冷中子源堆内安装具体流程如图1所示。冷中子源堆内安装具有难度大、精度高、技术     

岷江试验堆低浓化后堆内反应性变化分析

岷江试验堆(MJTR)使用低浓燃料后,堆芯装载发生变化。本文根据低浓化后各种堆芯参数的改变,分析计算了135Xe与149Sm这2种反应堆中最重要裂变产物的变化对堆芯反应性产生的影响,并给出额定工况运行与停堆后2种情况下的反应性变化曲线,使反应堆操纵人员了解毒物反应性的变化规律,以便于在实际运行中应对工况变化,保证反应堆正常安全运行。     

CARR衰变箱及堆水池钢衬里设计难点

中国先进研究堆(CARR)的衰变箱和堆水池钢衬里是CARR中的关键设备之一,本文阐述了CARR衰变箱和堆水池钢衬里的设计,在焊接、运输、大型薄壳设备制造等方面存在的难点问题及解决方案。     

堆内构件螺纹联接件应力分析与评定

堆内构件中的螺纹联接件数量众多且受力复杂,为确保堆内构件结构的完整性,螺纹联接件的应力和疲劳分析必须满足ASME规范的相关要求.鉴于堆内构件对核电厂安全运行的重要性以及在核电厂运行工况下受到多种静、动态外力的作用,本工作根据规范要求,对堆内构件螺纹联接件的预紧力、受力状态、变形计算、载荷分类和组合、应力分析与评定等进行了综合研究,并根据研究成果开发了堆内构件联接件应力评定专用程序,使堆内构件联接件的应力评定工作能更准确、有效地进行,为工程设计和应用提供了可靠和便捷的工具.     

SiC复合包壳堆内性能初步分析

采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。     

小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析

采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明:主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后,堆芯裸露,出现熔堆事故;同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳,使安全壳内氢气含量上升,在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出现氢气燃烧。但由于小型堆安全壳净容积较小,水蒸气含量较高,氧气含量较少,不会导致氢气爆炸。     

5MW THR堆内结构及应力分析

文中简要介绍了5MW THR 的堆内结构及其特点。结构设计保证了堆芯在任何条件下都处于淹没状态。由于采用了一体化布置、水力驱动棒及堆内乏元件贮存,在结构上与普通压水堆和沸水堆有一定的差别。     

高温气冷堆热气联箱内部流场数值模拟

以高温气冷堆热气联箱为研究对象，在实验研究基础上，采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行数值模拟，以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场，为高温气冷堆热气联箱的设计和实验研究提供参考。数值计算结果表明：热气联箱内气流发生剧烈搅混，加速了不同温度气流间的热传递，有利于高温和低温气流间的温度混合，存在肋片的区域未发生剧烈的气流搅混，不利于气流间的热传递；热气导管内温度混合率随其长度的增加逐渐增大，当热气导管长度为2.5m以上时，温度混合率达到99％以上。     

堆内构件设计与研制

堆内构件是核电站反应堆中的主要设备。为了保证核电站反应堆安全可靠地运行,对 堆内构件的结构设计、应力分析、热工水力、以及工艺试制等方面,进行了大量的试验研究和计算分析,予以不断完善和改进。其中设计了对中定位、反应堆驱动线、高温高压密封等独特结构;建立了完整的分析法设计的工作流程和方法,研究中涉及到流-固耦合、辐照-热-应力耦合、冲击-振动-弹塑性动力学、相似理论-模型试验等交叉学科;并且攻克了薄板加工、精密镗孔、精密焊接、驱动线对中等一系列制造技术难关。为新的核电厂的设计     

堆内构件设计与研制

堆内构件是核电站反应堆中的主要设备。为了保证核电站反应堆安全可靠地运行,对堆内构件的结构设计、应力分析、热工水力、以及工艺试制等方面,进行了大量的试验研究和计算分析,予以不断完善和改进。其中设计了对中定位、反应堆驱动线、高温高压密封等独特结构;建立了完整的分析法设计的工作流程和方法,研究中涉及到流-固耦合、辐照-热-应力耦合、冲击-振动-弹塑性动力学、相似理论-模型试验等交叉学科;并且攻克了薄板加工、精密镗孔、精密焊接、驱动线对中等一系列制造技术难关。为新的核电厂的设计和制造,提供了借鉴与参考。     

压水堆严重事故过程中堆内氢气源项分析

采用一体化严重事故分析程序ASTEC,分别对丧失给水事故(LOFA)和全场断电事故(SBO)进行了模拟。结合丧失给水事故阐述了Zr、Fe、B4C与水氧化反应的机理,比较了Zr、Fe、B4C氧化反应释放的氢气的质量、速率和氧化反应开始的时间。结果表明,事故早期氢气主要来自Zr的氧化反应,Fe氧化反应产生的氢气约占氢气总产量的10%。另外,还比较了LOFA和SBO事故过程中氢气的释放。结果表明,同一反应堆在不同的严重事故进程中产生的氢气的质量、速率、氧化开始的时刻以及堆内氢气分布可能有很大的差别。因此,在进行事故早期氢气源项风险评价的时候要根据不同的事故进程,具体问题具体分析。     

堆内考验燃料组件设计

4×4—4压水堆燃料组件用于验证国产化燃料棒的堆内性能。燃料组件中包括了目前压水堆标准化燃料棒、高性能燃料棒和双金属定位格架。高性能燃料棒采用了衬锆包壳管和环形芯块,以便减小芯块-包壳相互作用和降低燃料温度,从而降低裂变气体释放率。预计标准化燃料棒中,最高棒平均燃耗可达到45GW·d/tU,高性能燃料棒达到60GW·d/tU。     

核能系统内增殖堆作用的理论分析

为满足未来数十年内世界能源需求的急剧增长,核能将占更加重要的地位。由于廉价铀资源的限制,必须尽快地投入增殖堆才能实现如此庞大的核能发展计划。然而,评价各种转化堆-增殖堆组合的铀资源节约特性,必须对整个核能系统进行总体分析,即至少考虑该系统内如下三个基本参量的组合:λ_0——系统功率水平增长率,λ_1——由转化堆向增殖堆供料率,及λ_2——增殖堆的增殖率。根据λ_0及λ_2的相对大小,有三种全然不伺的情况。对此三种情况进行了分析,得出了相应的结果。对于按线性律增长的核能系统也进行了类似的分析。为发展核能必须研究采用何种转化堆-增殖堆的组合,才能利用有限的廉价天然铀资源,满足如此高速增长的核能系统的需要。本文所得结果可作为此种分析的初步理论基础。     

铝基碳化硼堆内辐照热工安全分析

铝基碳化硼是一种新型的乏燃料贮存架结构材料,需对其各项性能进行研究,其中,铝基碳化硼材料的耐辐照性能是关键参数之一。为进行铝基碳化硼材料的堆内辐照考验,并保证其在堆内辐照的安全,针对铝基碳化硼辐照方案的特点,采用了CFD程序进行热工校核计算,分析了铝基碳化硼材料在堆内辐照的安全特性,优化了堆内辐照方案。     

堆内构件吊篮定位板非线性分析技术研究

在反应堆设备系统分析时如何准确模拟其中的非连续结构一直是个难点。为了研究和准确模拟堆内构件吊篮定位板的非线性特性,通过ANSYS软件建立吊篮、堆芯围筒和吊篮定位板接口的有限元模型,研究吊篮定位板的非线性分析技术,得到吊篮定位板的弹塑性变形特性,并为反应堆设备系统模型提供输入。文中使用的方法对于非连续结构接触变形问题的非线性分析具有一定的借鉴意义。