一种小型熔盐堆的主回路放射性产物分析

为满足小区域供电需求,提出了一种热功率为100 MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计.该设计通过调整堆芯燃料初始装载量,使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1250 d,然后在寿期末进行燃料批处理.针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点,对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析.通过三维蒙特卡罗运输程...     

新概念熔盐堆非能动余热排出系统中钠热管的特性研究

高温钠热管作为一种高效的换热装置,在导热性、等温性以及非能动特性方面具有显著的优点。将高温钠热管应用到新概念熔盐堆非能动余热排出系统中具有重要的研究意义。本工作通过数值方法研究了高温钠热管在熔盐堆事故工况下的瞬态运行特性。钠热管的物理模型主要包括管壁、吸液芯及蒸汽区3个耦合传热区域。通过对上述3个区域建立合理的数学模型并采用有限元的方法,利用 FORTRAN进行编程,最终得到高温钠热管启动过程中的温度、速度、压力分布。结果表明：熔盐堆事故状态下,钠热管从启动到稳态过程中其运行特性良好且具有很高的传热效率。     

熔盐堆新型非能动余热排出系统中高温热管的数值分析

通过数值方法研究高温热管在熔盐堆发生事故状态下的瞬态运行特性。采用有限元方法对高温热管的管壁和吸液芯区域建立二维瞬态导热模型,蒸汽区域采用准稳态、一维可压缩蒸汽模型。最终获得钠钾合金高温热管启动过程中温度、速度和压力的分布。计算结果表明:高温热管启动迅速且过程平稳,能有效地导出熔盐堆事故条件下的衰变余热。     

熔盐堆新型非能动余热排出系统中高温热管的数值分析

通过数值方法研究高温热管在熔盐堆发生事故状态下的瞬态运行特性。采用有限元方法对高温热管的管壁和吸液芯区域建立二维瞬态导热模型,蒸汽区域采用准稳态、一维可压缩蒸汽模型。最终获得钠钾合金高温热管启动过程中温度、速度和压力的分布。计算结果表明:高温热管启动迅速且过程平稳,能有效地导出熔盐堆事故条件下的衰变余热。     

新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计

考虑新概念熔盐堆燃料盐的流动特性,从基本的粒子守恒方程出发,推导了熔盐堆的中子动力学模型,并采用数值方法对3种工况下熔盐堆的临界问题进行计算,考察流动对有效增殖系数、快中子分布、热中子分布及缓发中子先驱核分布的影响。结果表明：质量流量对有效增殖系数的影响很小,对热中子分布的影响比对快中子分布的影响大,而质量流量越大,缓发中子先驱核移出堆芯的比率也越大。     

熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究

在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中,通过自然循环,燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程,而管外则先依靠水的自然对流换热,当水温达到饱和后,热量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算,对换热器的稳态换热特性进行研究。根据系统工作过程建立相应数学模型,使用C++语言编程,得到了换热器的传热性能。结果表明,设计的换热器能够满足换热要求,同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。     

熔盐堆中气泡分离器内部流场的数值模拟

气泡分离器是熔盐堆脱气系统中不可或缺的关键设备之一，通过离心分离的方式去除反应堆中氙等裂变气体及其载气。本文利用CFD软件Fluent，采用瞬态的二次压应力雷诺应力模型，对气泡分离器内部液相流场进行了数值模拟。分析了边界条件变化对分离器分离特性的影响。结果表明：系统压力对切向速度分布、压力分布及轴向零速包络面的结构均有较大影响，进而影响设备的分离特性。另外，对比计算结果与实验现象，也可看出，增加出口压力有利于气液分离。     

熔盐堆除气系统中气泡分离器运行特性

设计3种结构参数的分离器,并以空气和水为工作介质,对气泡分离器进行测试,以期找到最佳的气泡分离器结构参数。采用可视化实验方法,利用高速摄像系统记录气泡的分离过程,分析叶片结构对分离过程的影响。结果表明,叶片进出口角度、叶片长度、叶片个数等参数变化均会影响气泡的分离过程;对于搅浑叶片的设计,出口与轴向夹角不应超过45°,搅浑叶片个数应该在5个以上且长度大于50 mm。     

解析法分析适用于熔盐堆的点堆动力学方程

点堆动力学方程可反映出堆芯中子密度随时间的变化关系,但传统的点堆动力学方程不适用于熔盐堆。这是由于熔盐堆的燃料具有流动性,堆芯产生的缓发中子先驱核随熔盐的流动会影响堆芯中子平衡。本文采用修正的点堆动力学方程,推导出该方程的解析解。利用数值方法对解析解进行验证,结果显示解析解和数值解基本一致。根据解析解推导出熔盐堆周期的表达式,并用数值解进行验证,二者结果基本相符。     

简化反应堆一回路系统自然循环的动态比例特性研究

在反应堆安全领域,合适的比例分析对非能动系统实验台架的设计起到了关键作用。为深入了解比例缩放时自然循环瞬态过程的变化机理,基于简化反应堆一回路系统,分别采用H2TS（双向分层比例分析）和DSS（动态比例分析）方法进行了自然循环的比例分析,计算了升降功率工况下的自然循环,对比分析了不同尺度下关键参数的动态变化。结果表明,基于RELAP5的计算结果与实验结果基本一致,5%初始功率以下的阶跃变化不会造成大的流量波动;基于两种比例分析方法所得缩比模型下的计算结果均可基本反映原型参数变化;所有工况下,自然循环流量和冷热段温差在初始阶段05个循环周期内存在较大的波动,之后则相对平稳。     

基于动态差分法的压水堆一回路放射性核素浓度分析

本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。     

压水堆主管道破裂工况下的非线性动力响应

在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道１１个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理,采用更新的Ｌａｇｒａｎｇｅ法（ＡＤＩＮＡ程序）对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研究,获得了较为的主管道运动位移随时间变化曲线。这一研究结果为虚拟支撑和管道的设计提供了依据。     

一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究

针对动态排气后提升一回路剩余空气体积标准值的改进方案,提出含高溶解度空气的冷却剂在主泵启动瞬态下的压力预测方法和是否释放为两相分离流动的判断方法,对一回路及其辅助系统进行热工水力建模,空气体积标准值提升为24标准立方米（1标准立方米=1.293 kg）后,对主泵启动的瞬态过程进行了仿真,得到了一回路主要节点压力变化规律;结合冷却剂中气体溶解-释放模型,得到饱和氮气溶解度、氧气溶解度变化规律。结果表明,主泵启动瞬态过程中,一回路主要节点压力均在机组运行正常范围内,一回路中溶解的氮气、氧气不会释放成为两相流动。因此,就流动特性而言,空气体积标准值提升到24标准立方米可行。      

模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察，提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现，波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化，主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化，进而影响了波动管附近的地震响应。然后，本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现，根据USNRC SRP 3.7.2解耦准则的第二条，主蒸汽管满足解耦条件，可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度，模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息，无需对整个系统进行时程瞬态分析。      

主回路小破口失水事故分析

采用RETRAN-02程序,建立主回路小破口失水事故典型模型,计算了某反应堆主回路小破口失水事故时各种热工水力参数的瞬态变化,分析了该事故发生时的物理过程及预防措施。分析表明,该反应堆具有良好的抵御此类事故的能力。     

熔盐堆超临界二氧化碳布雷顿循环系统与热力学分析

熔盐堆（MSR）能实现在线填料和后处理,出口温度较高,应配备一种与之出口温度相匹配的创新型循环方式,且可达到较高的循环效率。本文基于中国科学院上海应用物理研究所设计的小型模块化熔盐堆（smTMSR-400）设计超临界二氧化碳（SCO₂）布雷顿循环系统,使用控制变量法分析了分流比、压缩机/透平效率、主压缩机出口温度、低温换热器换热温差/阻力对SCO₂布雷顿循环系统的影响。分析结果表明:①存在最佳分流比使低温换热器两侧温差相等;②相较于压缩机效率,等幅度的透平效率提升可使系统循环效率和?效率更高;③主压缩机出口压力增大为系统带来正面影响,但循环效率/?效率与其斜率都逐渐降低;④换热器换热温差和流动阻力都为系统循环带来了可量化的负担: 换热温差每增加10 K,循环效率降低1.85%,?效率降低2.70%;流动阻力每增加1 MPa,循环效率降低6.58%,?效率降低10.22%。最后根据分析结果和系统?流变化设计了5种物理参考方案。      

基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。      

一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法,与现有设计方法相比,该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案,同时通过适配性设计,可以确保氮气稳压系统在启动过程中,压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。      

压水堆主回路失水事故下水锤与管道结构的相互作用分析

传统的水锤分析和管道动力响应计算是分开的,存在一定的缺陷。本文针对核电站主回路假想双端断裂时系统的受力和力矩分析这一问题,对破裂管道分充体和管道的耦合机制,引入描述流体－管道单元的１４个参数和１４个偏微分方程,利用特征线法对水锤和管道结构的相互耦合作用进行了模拟计算。计算得到了更为准确的水锤波和管道的受力和力矩,其波形和数值均与不考虑耦合作用时有所不同。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析