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为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。 相似文献
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简述10MW研究堆堆芯热工水力设计的准则,设计基础和CTSA程序特点。经CTSA程序计算得:在正常运行、运行暂态和可预期事故工况下,燃料元件表面不会发生偏离泡核沸腾,元件芯块最高温度为114.95℃,小于设计限值400℃,在稳态额定工况下,堆内不会出现过冷沸腾;堆芯冷却剂平均流速3.2m/s小于临界流速,设计满足了有关安全准则要求,并为可预期的事故工况窗有足够的安全裕量。 相似文献
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钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。 相似文献
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本程序经多年不同阶段研制而成,今天已可以用于压水堆设计计算Ⅰ类、Ⅱ类、和部分Ⅲ、Ⅳ类事故瞬态及部分设计瞬态。是秦山核电厂用于事故分析和设计瞬态分析的主要程序之一。 相似文献
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热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放,其管道复杂,包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题,本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配,再将该结果代入RATHAL程序中计算得到辐射器的温度分布。根据计算结果,以均匀温度分布为目的,对现有结构提出了合理的优化意见。结果表明,采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法能尽量真实并高效地模拟辐射器的流量分配与温度分布情况,且经过优化后辐射器集流环间的温差大幅缩小、设计更加合理。 相似文献
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空间堆堆芯热管蒸气流动计算方法研究 总被引:1,自引:0,他引:1
空间核反应堆电源采用热管进行堆芯冷却。堆芯热管内部工质的蒸发与冷凝导致内部蒸气流动与管内流动有很大不同,必须考虑变质量流动和轴向速度分量与径向速度分量两者的存在。对堆芯热管内蒸气流动的压力、温度分布和速度分布的计算方法进行研究,开发空间堆堆芯热管蒸气流动的计算程序SNPS-HPD,利用钠热管的实验数据对程序进行验证,并利用SNPS-HPD对HP-STMCs空间堆堆芯锂热管在不同运行工况下的蒸气流动特性进行设计校核计算。计算结果与文献计算值符合较好,说明SNPS-HPD程序可用于空间堆堆芯热管的设计校核计算。 相似文献
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反应堆热工水力中CATHARE与TRIO_U程序耦合分析研究 总被引:1,自引:0,他引:1
采用区域覆盖的耦合方法对一维系统程序CATHARE与三维计算流体力学(CFD)程序TRIO_U进行耦合分析研究,对文中建立的简易模型进行稳态计算,通过耦合前程序误差、耦合平台误差测试,确认解析解、系统程序计算结果、TRIO_U程序计算以及单个程序均与耦合平台耦合计算结果吻合.分别对3个不同的源项区域(热源、动量源、热交换区域)进行耦合计算,并与CATHARE计算结果进行比较.研究结果表明,耦合方法可以模拟算例中所建立的整个反应堆的简易模型. 相似文献
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为保证空间堆的传热安全,空间堆热管必须工作在各种传热极限以下,并能满足避免单点失效的安全要求。本文建立了空间堆热管黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限5种传热极限计算方法,并改进了毛细极限计算模型。利用建立的方法计算了分段式热电偶转换的热管冷却空间堆电源系统堆芯锂热管、辐射散热器钾热管和碱金属热电转换的空间堆电源系统堆芯钠热管的传热极限。结果表明,空间堆用锂热管和钠热管的毛细极限分别为25.21kW和14.69kW,钾热管的声速极限为7.88kW,其传热设计冗余量分别大于19.4%、23.6%和43.2%。空间堆堆芯热管在正常运行时限制其热量输出的传热极限为毛细极限,而限制散热器钾热管正常运行时热量输出的传热极限为声速极限。 相似文献
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空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度Lf和厚度δf、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度Tf1对散热器质量M的影响。结果表明,当Tf1=800 K、Lf=5 cm、δf=0.16 mm、m=9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。 相似文献
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热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。 相似文献