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《原子能科学技术》2020,(2)
中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型;采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型,各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估,为中国示范快堆的事故分析提供参考。 相似文献
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中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热、反应性反馈、堆芯通道热工水力模型等。本文采用解析解、DINROS程序、SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的点堆模型;采用SAS4A/SASSYS-1程序验证FASYS程序的衰变热、反应性反馈和堆芯通道热工水力模型,各模型的验证结果均符合良好。对FASYS程序堆芯分析模块各模型的计算偏差和整体计算偏差进行评估,为中国示范快堆的事故分析提供参考。 相似文献
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本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。 相似文献
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针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。 相似文献
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子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):34-39
为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。 相似文献
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铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。 相似文献
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为开展小型铅基快堆运行策略研究,建立堆芯传递函数模型,利用比例-积分-微分(PID)控制器,结合控制棒驱动机构,分别设计堆芯流量功率比恒定与堆芯稳定核功率的运行方案。分别建立不同运行策略下的控制系统,开展一回路流量阶跃和堆芯反应性扰动仿真。结果表明,在引入一回路流量阶跃下降工况下,稳定核功率运行方案由于堆芯功率恒定而导致堆芯出口温度过高;在流量功率比恒定方案下,堆芯功率跟随一回路流量下降从而保证堆芯出口温度迅速稳定在安全范围内;在阶跃反应性扰动下,2种方案均可迅速调控堆芯功率的上冲幅度和超调量,堆芯出口温度基本维持恒定。 相似文献
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任丽霞 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1):12-13
CEFR是一池式钠冷快中子反应堆,其设计热功率为65MW,试验发电功率为25MW。对于CEFR的安全分析而言,1台一回路主循环泵卡轴事故是典型的失流事故。1台一回路主循环泵发生卡轴,造成这台泵瞬时停止转动,不能为堆芯提供流量,同时,由于这条环路的逆止阀没有关闭,还会造成完好环路泵提供的流量在故障环路中倒流,造成堆芯严重失流,堆芯冷却恶化。使用俄罗斯引进的系统分析程序DINROS对中国实验快堆的1台一回路主循环泵卡轴事故进行分析。 相似文献
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为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。 相似文献
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介绍了高通量工程试验堆 (HFETR)堆芯三维稳态物理热工计算程序系统的验证结果。该程序系统由 6个部分组成 :基于WIMS D4的栅元均匀化少群参数计算程序、基于SIXTUS 3的三维堆芯燃料管理程序S3BURN、节块精细注量率重组程序HFETRPPC、堆芯流量分配计算程序HFETRFD、燃料元件流场和温场三维数值计算程序CASH以及基于COBRA 1V的燃料考验组件热工水力分析程序。通过程序计算值与实测值广泛范围的比较 ,对程序系统进行了验证。从结果可以看出 ,该程序系统功能强、性能好、计算速度快 ,可以完成HFETR及配套设施的堆芯运行方案设计计算。 相似文献