反应堆堆芯围筒结构热流固耦合热变形分析

针对反应堆堆芯围筒热流固耦合问题,采用三维有限元法研究堆芯围筒的热变形.考察ANSYS的三维实体热单元SOLID 70,三维实体单元SOLID 45,三维表面热效应单元SURF 152和三维热-流耦合管单元FLUID 116等单元类型的特点和实用性.建立堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度分析有限元模型：堆芯围筒和吊篮采用SOLID 70,结构表面与冷却剂的对流传热表面采用SURF152,堆芯围筒与吊篮之间冷却剂采用FLUID 116.采用SOLID 45建立堆芯围筒有限元模型,根据得到的堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度场结果分析堆芯围筒热变形.结果表明,在考虑堆芯围筒及吊篮固体和流体的交叉耦合的基础上,采用三维有限元法能比较客观地模拟反应堆堆芯处的复杂运行环境.     

冷却机固定篦床处的衬砌设计

篦冷机是烧成系统中重要的组成设备之一,其性能不仅会影响二、三次风温的高低及余热发电取风的温度,而且影响出冷却机熟料的温度,甚至会影响熟料的质量及后续的水泥粉磨。国内外篦冷机研发公司,对篦冷机的结构设计与性能挖掘已经十分深入,特别是对入料端的设计,已经基本上达成共识,形成了一致的倾斜式固定篦床的设计。由于篦冷机入料口接收来自回转窑的1 300 ℃以上的高温熟料,作为一个换热回收的主要设备,其固定篦床处的衬砌结构与样式,也会在一定程度上影响篦冷机的使用性能。为了更好地发挥冷却机的工艺性能,对篦冷机固定篦床处的衬砌设计作一探讨。     

DSmT的主冷却剂泵并发故障融合方法分析

针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型．采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算;分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化,确定主冷却剂泵故障(并发故障)诊断总决策. 结果表明, 将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值,得出主冷却剂泵故障(并发故障)决策结果与实际工况相符,实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性．     

用于在反应堆停堆过程中向反应堆的蒸汽发生器供应压力水的方法和装置

至少一个注射冷凝器(20)用于在反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力在反应堆热停堆状态和使得残余热冷却系统(RRA)能够工作的状态之间变化的过程中向蒸汽发生器(1)供给二次给水。注射冷凝器(20)在第一进口处供给从蒸汽发生器(1)的上部抽取的蒸汽，并在第二进口处供给来自储存箱(10)的给水。高温增压给水通过一个注射冷凝器(20)出口而供给蒸汽发生器(1)。蒸汽发生器(1)的供给并不使用附加泵来从储存箱(10)中抽取给水和将给水注入蒸汽发生器(1)的二次部分(3)中。     

IRIS反应堆核电厂总平面布置

IRIS(国际革新安全反应堆)是一种轻水冷却、电功率为335MW的堆型，由美国能源部核能研究组领导下的—个国际联盟进行设计。IRIS所特有的一体化反应堆容器，包容了所有的反应堆主冷却剂系统设备(包括反应堆堆芯、冷却剂泵、蒸汽发生器和稳压器)。这种一体化设计方案取消了大型冷却剂环路管道，消除了失冷事故(LOCA)以及分体式设备的压力容器及支撑。此外，IRIS被设计为长寿命堆芯，并提高安全性来满足美国能源部为第四代反应堆所确定的要求。Bechtel公司在西屋公司的咨询帮助下，对IRIS电站进行了布置研究，本文将对此设计努力的结果进行介绍。     

铅冷快增殖堆物理和热工水力研究

对25MW电功率铅冷快增殖堆堆芯进行了物理和热工水力概算，并将计算结果与相同功率的钠冷快增殖堆的结果进行了分析比较。从初步概算的结果来看，铅冷快增殖堆是一种安全可行的快增殖堆堆型。     

表面加工工艺对钨-钠相容性特征的影响

试验研究了表面加工工艺不同的旋锻钨和抛光钨与钠的相容性。在600℃、含30μg/g氧的金属钠中,旋锻钨和抛光钨的失重速率分别为1×10-4mm·a-1和2×10-4mm·a-1,两种钨与钠均有良好的相容性。旋锻钨试样在钠中的腐蚀失重量随着腐蚀时间增长而减少;抛光钨试样的失重量与腐蚀时间的倒数呈线性关系。X射线衍射分析显示,腐蚀后的旋锻钨试样表面腐蚀产物为NaxWOy和WxOy,而抛光钨则仅有NaxWOy。腐蚀失重曲线的不同和腐蚀产物的差异表明,表面加工工艺造成的表面状态对钨在钠中的腐蚀特性和机理有显著影响。经高温钠腐蚀后,旋锻钨试样的晶粒长大,断裂应力和显微硬度显著降低;高温钠腐蚀对抛光钨试样的断裂应力和显微硬度似乎无明显影响。断口分析结果显示,钠腐蚀前,旋锻钨和抛光钨试样的断口形貌均呈现沿晶脆断特征;钠腐蚀后,两种钨试样的沿晶脆断特征变得更为显著,为沿晶和穿晶混合型脆性断裂。     

美国在铀浓缩工厂发现了铍

【日本原子能研究所网站2003年10月21日报道】目前,日本原子能研究所正在利用高温工程实验堆(HTTR)进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发工作的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆固有的安全性:在急速降低堆芯冷却剂氦流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而且必将使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。反应堆发生异常状态的典型例子就是堆芯冷却剂流量降低的情况。而高温气冷堆却具有在慢化剂及燃料温度上升时,燃料的核…     

铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆堆芯中子学特性分析

在充分分析国际上各种小型模块化反应堆优缺点基础上,设计出铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(SMPBN),并对该堆型的中子学特性进行了详细分析。通过分析认为SMPBN具有以下突出优势:以乏燃料钚作为反应堆的驱动燃料,钍作为增殖燃料,可以解决由于铀资源缺乏对核电发展的制约;氮化钚和氮化钍作燃料,可以提高反应堆的安全性和燃料的转换比;液态铅铋作冷却剂和反射层,不仅提高反应堆完全自然循环的能力,而且可以提高中子的经济性;整个寿期内反应性的波动很小并且几个重要反应性系数都为负值,从而保证反应堆具有固有安全性。     

攀钢铁水转炉提钒冷却制度改进措施研究

针对攀钢生铁块资源枯竭，入炉铁水温度呈现逐月上升的趋势，铁水Si含量上升，且波动大，铁水钒含量降低和转炉提钒的工艺现状，通过对攀钢转炉提钒冷却工艺进行一系列的试验研究，提出了改进攀钢铁水转炉提钒工艺冷却制度的技术措施，生产表明，冷却制度改进后，钒渣品位≥17．5％，半钢残钒≤0．04％，钒回收率≥80．0％。半钢温度≥1280℃合格率≥75％；半钢C≥3．4％，合格率≥85％。