基于华龙一号反应堆堆顶结构通风系统的数值模拟方法及试验验证

一体化堆顶结构对核反应堆中控制棒驱动机构(CRDM)的线圈组件通风冷却有重要作用。本文对华龙一号反应堆的一体化堆顶通风结构建立三维模型,运用ANSYS CFX模拟研究了在不同通风量下通风结构—CRDM线圈组件之间的气流速度和压降分布情况。为了验证数值模拟方法的正确性,建立1:1通风结构试验装置,在7×10~4、8×10~4、9×10~4和10×10~4m~3/h风量下进行冷态试验研究,试验结果与模拟结果吻合良好,验证了该模拟方法的正确性。考虑流体的对流传热,在控制棒驱动机构有热源的情况下模拟一体化堆顶结构的通风冷却性能。结果表明,一体化堆顶结构能很好地满足反应堆堆顶通风冷却的要求。     

加拿大正设法占领世界核反应堆市场

[英国《国际核工程》1996年7月号第32页报道] 加拿大原子能有限公司(AECL)正在把注意力集中在提高CANDU型堆的经济性、安全性和核燃料循环灵活性上,以此来占据全球的核市场。 在CANDU 9型堆的开发中,保留了CANDU型堆的全部被证实的特点:不停堆换料;燃料循环灵活性;重水慢化剂;以及简单、低价的天然铀燃料棒束。此外,还不断地对CANDU型堆进行改进,以满足世界市场不断增长的需求。这些改进不仅用于先     

控制棒驱动机构常温通风均匀性试验研究

本文从控制棒驱动机构通风冷却论述开始,重点介绍了反应堆顶部驱动机构常温通风均匀性试验研究中应注意的一些问题,如风罩围板的选用、风管的安装位置、静压箱容积的考虑等。并通过送、吸风两类工况的试验数据比较及原理上的分析,给人以有益的启迪。     

世界各国和地区的核能计划(二)

四、拉丁美洲阿根廷削减核计划预算,但不会影响698MWe 的阿图查2号堆建造。阿根廷对发展小型核反应堆感兴趣,并倾向于引进加拿大的 CANDU 型堆。阿原则上同意购买一座600MWe CANDU 型堆。     

俄罗斯乏燃料管理现状

【欧洲核学会《核新闻网》1992年12月1日报道】在莫斯科最近一次新闻发布会上,俄罗斯原子能部首次透露了有关该国乏燃料管理、后处理和贮存的新消息。据透露,俄罗斯已经例行后处理来自VVER-440型堆的乏燃料。为了后处理VVER-1000型堆的乏燃料,一个新的后处理厂正在建造中。对     

CEFR堆顶固定屏蔽冷却系统流动特性数值研究

堆顶固定屏蔽在中国实验快堆(CEFR)中承担着重要功能,对其进行充分冷却极其重要。本文采用CFD方法对该设备的冷却系统进行了三维数值研究,详细分析了该冷却系统的流动特性和水力学设计,并对设计中的不足提出了优化建议。研究表明,该冷却系统基本可满足要求,但部分环节需要优化。将调节阀尽量均匀布置可改善水平风道流场分布;入口处设置两道通风孔可提高竖直风道内空气流动的均匀性;调节阀开度应适当增加以进一步满足流量分配需求。该研究可为CEFR运行安全和类似冷却系统的设计提供参考。     

意大利表示对PIUS型堆感兴趣

【英国《国际核工程》1991年6月号第52页报道】自瑞典 ABB 原子能公司开始进行 PIUS 型堆的设计工作以来,差不多已有10个年头了。开发这种堆的目的在于改进轻水堆的安全性,使之具有固有安全或非能动安全的特点。PIUS 型堆的研究已经有许多年了,但目前的研究工作重点集中在4个环路的 PIUS 型(600 MWe)堆上。     

华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,幵且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,幵且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。     

BZD-4型中子电离室

本文介绍了BZD-4型堆用圆筒形电极补偿硼膜中子电离室的工作原理和性能参数。给出了典型的测试数据,并与BZD-2型平板形电极电离室进行了对比。     

示范快堆堆坑通风冷却三维数值模拟

为详细研究示范快堆堆坑内空气流动状态和温度分布情况,检验现行堆坑通风系统布置合理性与冷却效果,本文利用CFD软件对正常运行工况下的示范快堆堆坑空气流域进行三维数值模拟。结果表明,通风系统冷却效果满足设计要求,堆坑混凝土内壁最高温度为50.7℃,但堆坑内部流场复杂,温度分布的不均匀性较高,通风系统进出口排布方式需进一步优化。计算结果为主容器及贯穿件支承热工计算提供了更为准确的边界条件,为示范快堆一回路设计提供参考。     

HTR-10第二停堆系统的试验与调试

吸收球停堆装置是10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统，控制棒失效时，碳化中子吸收球落入堆芯反层的吸收球孔道内，实现紧急停堆；反应堆再次临界前，利用气体输送装置将吸收球送回位于堆顶的贮球罐内，在实验室和高 温堆上先后进行了7套吸收球装置的热态试验和输送功能试验，试验数据表明，吸收球系统7套装置的落球和回球动作正常，所用的时间在要求的范围内；球位状态指示正常；气体回路流动正常，风机的流量，压升正常，12个阀门的开，闭功能正常。     

日本文殊原型快堆堆芯出口腔室热分层现象数值模拟

本文利用商业CFD程序STAR-CCM+,采用合理的网格生成技术及物理模型,对日本文殊原型快堆堆芯出口腔室建立近似1∶1的模型,模拟分析40%额定功率停堆过程中堆芯出口腔室的瞬态工况,获得腔室内较为完整的热分层进程。结果表明：停堆2 min后腔室内出现稳定热分层现象;10～21 min时热分层通过上升桶桶顶位置;10～140 min热分层处于上升筒顶端位置附近期间,腔室内流型不稳定;140 min后热分层完全处于上升桶顶,桶内流型稳定且接近于停堆前。模拟结果与实验数据对比表明,停堆初期4 min内两者符合较好,表明本文模拟方法适用于停堆工况堆芯出口腔室热分层进程模拟;之后模拟进程明显快于实验,分析其偏差主要来自模拟边界及结构与实际的差异。     

二维双区球流运动唯象学方法实验研究

基于唯象学方法的4种基本形式开展球流实验研究,以根据相似准则的原理建立的高温气冷堆二维堆芯的球流运动实验系统为模拟对象,对球流运动进行实验模拟。结果表明：球流实验采用循环加球方式更能反映实际反应堆的情况;球流运动具有从下向上、从中间向两侧传播的特性,中心区快于环形区,整体不表现出层流特性;在中心区和环形区间存在着交混区域;在球床底部角落存在明显的运动缓慢区域。     

Computation of a core disruptive accident in the MARS mock-up

A hypothetical core disruptive accident in a liquid metal fast breeder reactor (LMFBR) results from the interaction between molten fuel and liquid sodium, which creates a high-pressure bubble of gas in the core. The violent expansion of this bubble loads and deforms the vessel and the internal structures. The MARS experimental test simulates a HCDA in a small-scale mock-up containing all the significant internal components of a fast breeder reactor. The mock-up is filled with water, topped by an argon blanket, and the explosion is generated by an explosive charge.This paper presents a numerical simulation of the test with the EUROPLEXUS code. The top closure is represented by massive structures and the main internal structures are described by shells. The current numerical results are described and compared with the experimental ones, and previous computations with the CASTEM-PLEXUS code.     

西安脉冲堆失水事故后堆顶平台散射γ剂量率计算

计算了西安脉冲堆发生失水事故后，堆芯发射的γ射拇因失去堆水池屏蔽层，直接穿透空气被顶部天花板反散射后在堆水澉平台产生的辐射剂量率。计算结果与ＴＲＩＧＡ－２堆结果相符合，是确定事故后工作人员在平台可停留时间的基础，同时为适当地制定事故处理措施提供了参考。     

中国先进研究堆热水层热工分析

中国先进研究堆(CARR)热水层(HWL)是反应堆水池上部形成的一层温度稍高的热水,它可以阻止水池下部含有较高放射性物质的水通过对流到达池水表面,从而降低反应堆大厅内的放射性剂量水平。本文采用经验公式计算了建立热水层所需的加热功率,并采用计算流体力学软件CFX分析了堆水池内流场和温度场。结果表明,CARR热水层的加热功率为120kw;在水池表面形成了热水层,但热水层的厚度不均,平均厚度约1．8m,最薄处约0．5m。     

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C-ring is the core part for seal of the reactor pressure vessel top cover and cylinder, and the sealing performance is directly related to the safety and stably operation of the nuclear power plant. For a long time, the manufacturing technology of C-ring was monopolized by foreign company, with high price and long supply cycle. It is verified that the C-ring made in China fulfill the commercial application, through sealing properties test, helium leak detection test, water pressure test and thermal-cold cycle test. The functional impact analysis proved the equivalence of the domesticated C-ring. The installation quality of domestic C-ring was strictly controlled in nuclear power plant, and the performance of the domestic C-ring was verified by the in-service hydraulic test and the running test.     

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C型密封环是保证反应堆压力容器顶盖与筒体密封的核心部件，其密封性能直接关系到核电厂安全稳定运行。长期以来，C型密封环制造技术被外国公司垄断，单套售价高，供货周期长。通过密封特性试验、氦气检漏试验、水压试验和冷热循环试验，验证了国产C型密封环具备商用条件。通过功能影响分析论证了国产C型密封环的等效性。核电厂严控国产C型密封环安装质量，并通过在役水压试验、运行试验验证了国产C型密封环的性能，实现了国产C型密封环商用。      

Indirect air cooling techniques for control rod drives in the high temperature engineering test reactor

The high temperature engineering test reactor (HTTR) is the first high-temperature gas-cooled reactor in Japan with reactor outlet gas temperature of 950 °C and thermal power of 30 MW. Sixteen pairs of control rods are employed for controlling the reactivity change of the HTTR. Each standpipe for a pair of the control rods, which is placed on the top head dome of the reactor pressure vessel, contains one control rod drive mechanism. The control rod drive mechanism may malfunction because of reduction of the electrical insulation of the electromagnetic clutch when the temperature exceeds 180 °C. Because 31 standpipes stand close together in the standpipe room, 16 standpipes for the control rods, which are located at the center, should be cooled effectively. Therefore, the control rod drives are cooled indirectly by forced air circulation through a pair of ring-ducts with proper air outlet nozzles and inlets. Based on analytical results, a pair of the ring-ducts was installed as one of structures in the standpipe room. Evaluation results through the rise-to-power test of the HTTR showed that temperatures of the electromagnetic clutch and the ambient helium gas inside the control rod standpipe should be below the limits of 180 and 75 °C, respectively, at full power operation and at the scram from the operation.     

Power-to-melts of uranium-plutonium oxide fuel pins at a beginning-of-life condition in the experimental fast reactor JOYO

Power-to-melts of uranium-plutonium oxide fuel pins at an initial startup condition were experimentally obtained from the B5D-2 test in the experimental fast reactor JOYO in Oarai Engineering Center. MCNP code calculations were combined with burnup measurements to determine linear heat rating of the test fuel pins. To identify the axial incipient melting positions corresponding to the power-to-melts, solidified grain morphology and molten fuel axial movements were characterized. Extensive observations on longitudinal ceramographs allowed classifying molten fuel settlements near bottom and top extents of axial fuel melting into three types. The power-to-melts depended slightly on fuel-to-cladding gap sizes and clearly on both oxygen-to-metal ratios and densities of fuel pellets. These dependencies resulted from the fuel pellet cracking and relocation behavior, which fairly improves heat transfers across the gaps. Also, the power-to-melt at the bottom position was higher than that at the top position due to an axial gradient of cladding temperatures in each fuel pin.