板型燃料组件内部流场数值分析

为板型燃料组件的设计和实验研究提供参考 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对板型燃料组件内部流场进行了数值模拟 ,以获得各流速下的板间流场。数值计算结果表明 :板型燃料组件不同流道和单一流道内的流速分布基本均匀 ,在 2 0个流道中居中的 3～ 5流道内的流量比其它流道小一些 ,其中中间流道内的流量最小 ,其流量与平均流量的误差小于 10 % ;提梁对其后部速度场的影响较大 ,对其后部压力场的影响很小。当板间水隙的最大加工误差为0 .15 mm时 ,该流道内的流量与流道内平均流量的误差接近10 %。组件进出口差压计算值与实验值比较接近 ,证明了计算结果的可靠性     

利用模拟退火算法对200 MW供热堆堆芯核设计的优化

对 2 0 0 MW核供热堆装载模式 (燃料组件布置、可燃毒物棒根数和可燃毒物质量分数配置 )进行了优化。利用模拟退火算法和先进格林函数节块法进行多步燃耗优化计算。引入敏感性系数 ,并通过敏感性分析的方法决定优化参数 ,因此在单目标和多目标优化时均取得了明显的效果。对组件布置和可燃毒物质量分数的优化计算结果表明 ,在不改变原有的富集度和组件类型的前提下 ,与参考值相比 ,优化后的循环长度、功率峰因子和卸料燃耗均有明显的改善。该燃料管理方法不仅可用于低温堆而且也可以推广到压水堆     

小型热电联供沸水堆CR-200研究

为了扩大 ２００ ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）的应用范围并改善其经济性，初步探讨了在ＮＨＲ－２００的技术基础上，发展热电联供小型反应堆的可能性。提出了核反应堆实现热电联供的几种可能方案，并用编制的计算机程序对其效益进行了分析；提出了小型热电联供沸水堆ＣＲ－２００的一回路方案设计，用最佳热工水力估算程序ＲＥＴＲＡＮ－０２和编制的蒸发器设计程序对ＣＲ－２００作了初步的一回路稳态热工设计和稳定性分析。结果表明，以ＮＨＲ－２００为基础并作一些改进，有可能发展成为小型热电联供沸水堆ＣＲ－２００，该堆具有比低温供热堆ＨＲ－２００更好的经济性。     

Research and Development of Nuclear Heating Reactors in China

ＲｅｓｅａｒｃｈａｎｄＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＨｅａｔｉｎｇＲｅａｃｔｏｒｓｉｎＣｈｉｎａＷａｎｇＤａｚｈｏｎｇ（王大中）；ＺｈｅｎｇＷｅｎｘｉａｎｇ（郑文祥）；ＬｉｎＪｉａｇｕｉ（林家桂）；ＭａＣｈａｎｇｗｅｎ（马昌文）；ＤｏｎｇＤ...     

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。     

组件增殖因子与组件参数的定量关系

为确定 NHR- 10钆组件增殖因子与组件参数之间的定量关系 ,采用 TRANP程序进行组件计算 ,并进行分段低阶拟合和不分段高阶拟合 ,给出了组件增殖因子随燃耗变化的拟合曲线。计算结果表明 :可燃毒物排列与组件增殖因子无关。组件增殖因子与富集度、钆毒物质量分数、可燃毒物根数的近似数量关系可以通过分段低阶拟合来表示。分段低阶拟合比不分段高阶拟合具有更高的精度。这些结果为组件设计和燃料循环研究中组件特性描述提供了一种近似的表示方法     

控制棒水压驱动机构单缸步进动态过程

针对控制棒水压驱动机构单个水压缸的步进性能,通过实验获得了水压缸步进的动态过程。结合水压缸的结构特点,分析了步进过程的动态机理和特征动态参数随配重的变化规律。结果表明:水压缸步升动态流量峰值是由于水压缸内套步升到上止点,内套上升导致缸内容积增大而引入的附加流量达到最大值所致,该点与步升压力动态曲线拐点相对应;步降动态流量峰值是由于水压缸内套步降到下止点,内套下落而引起的出缸流量达到最大值所致。该分析为水压缸步进动态过程理论建模以及水压缸密封结构泄漏流阻的研究提供了依据。     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计、世界上首次采用的控制棒水力传动系统、自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

水力驱动控制棒热态极限落棒能力分析

控制棒驱动机构是核反应堆的关键设备,其是否正常运行直接关系到核反应堆的安全性。该文对水力驱动控制棒系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在热态实验研究的基础上,建立了正置落棒和倒置插棒的理论模型。分析了极限落棒过程参数(位移、速度和棒内外差压)的变化规律,得到了摩擦力卡棒和倒置等极限工况下控制棒插入堆芯的能力。结果表明:在极限工况下水力驱动控制棒有足够能力插入堆芯。