利用快速升温大尺寸热重分析对松木热解特性的研究

设计搭建了能实现快速升温功能的大尺寸热重分析(macro thermo-gravimetric analyzer,macro-TGA)实验台,对大尺寸松木样品的热解特性进行了研究.该实验台可以对大尺寸样品(1～40 mm)热解过程的质量、温度信号进行在线测量,有快速升温和匀速升温两种工作模式,其中快速升温模式瞬时升温速率可达2 500℃/min,匀速升温模式升温速率可设定为1～40℃/min.实验结果表明,快速升温模式下热解目标温度为700℃时,5 mm样品热解反应达到80%转化率用时小于2 min,远小于20℃/min匀速升温工况时的9 min.对于尺寸小于10 mm的样品,其热解过程由反应动力学控制,对于尺寸大于20 mm的样品,热解由样品内部的传热控制.采用单组分一步全阶段一阶反应模型对5 mm样品的热解动力学参数进行了求解,结果表明,随着目标温度的上升,样品热解活化能下降,反应活性上升.     

超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究

超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三维堆芯物理热工耦合计算方法,进行控制棒管理方案设计,建立满足总体及安全性设计要求的超临界水冷堆CSR1000平衡循环堆芯,并对堆芯关键设计参数进行评价。     

等效天然铀燃料中子学性能分析

采用10种回收铀（RU）和贫铀（DU）成分情形,根据等效天然铀（NUE）燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀（NU）燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

耐事故燃料双重非均匀性RPT方法研究

采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。传统反应性等效物理变换方法(Reactivity-equivalent Physical Transformation,RPT)可以用来处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈的可燃毒物,但对于硼等吸收截面随燃耗变化剧烈的可燃毒物,传统RPT方法也会带来较大的计算偏差。本文对新型RPT方法进行了初步探索,使其不仅适用于传统RPT方法适用的弥散燃料和弥散可燃毒物类型,也适用于硼等吸收截面随燃耗变化相对剧烈的可燃毒物,为RPT方法的扩展和应用提供思路和借鉴。     

SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。     

热风炉富氧燃烧技术的开发与应用

通过对制造富氧空气的几种方法的比较，将膜法富氧技术应用于热风炉，开发了富氧燃烧技术。试验表明，热风炉使用膜法富氧技术将助燃空气含氧量提高到24％左右时，实际可提高风温近40℃。     

热缩材料可满足国内市场需求

到2004年底我国已有120多家企业在生产各类热缩材料制品,年产值达到近百亿元人民币,全面占领了国内市场,在我国100多个热缩材料制品生产企业中,三大类产品全能生产的有7家企业;生产电力行业产品企业有46家;生产电子行业产品企业有56家;生产通信行业产品的企业有16家。