基于FLUENT的多物理场耦合研究

基于FLUENT的多物理场耦合分析是当前核安全分析的热点问题。本文运用6组缓发中子的点堆动力学模型（PKM）编写了反应堆核功率计算程序，利用外部调用耦合和用户自定义函数（UDF）动态链接库耦合方法分别建立了FLUENT-REALP5耦合分析模型和FLUENT-PKM耦合分析模型，并在单相范围内利用水平分支管道的喷放问题和线性反应性引入的超功率瞬变问题验证了耦合模型的正确性和有效性。本研究的耦合分析方法可以为FLUENT的多物理场核安全分析提供支撑。      

对广东大亚湾核电厂延伸运行的监督实践

概述了广东大亚湾核电厂延伸运行的监督实践，探讨了目前监管核电厂新技术领域面临的一些实际问题，并就监督管理方面提出相关意见和建议。     

舰船动力装置模拟器改进设计

受当时仿真技术条件的限制,一代舰船动力装置模拟器硬件运行可靠性差,故障率越来越高;模拟对象软件非标准化、非模块化,在线修改不便;可视化软件实时性不强;教练员控制台运行功能弱,目前已不能适应当前新的使命任务要求,影响到模拟器的正常使用.结合现代仿真技术,该文对模拟器的软、硬件系统提出了可行的改进方法,给出了改进后的舰船动力装置模拟训练系统,使模拟器整体性能有了显著提高,满足了当前使用需求.     

模块化高温气冷堆反应堆设计重点安全问题分析

本文介绍了模块化高温气冷堆的安全特点,对反应堆堆芯设计核安全审评重点关注的核安全问题进行了分析,并提出解决方案以供设计和审评人员参考。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

反应堆安全分析过程中，获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象，运用计算流体力学（CFD）方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析，获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明:两泵高速对称入口条件下，燃料组件流量分配系数最大值为1.032，最小值为0.934，且流量整体分布呈现“中间大、边缘小”的特点；一泵高速非对称入口条件下，下封头流动漩涡增强，燃料组件流量分配的不均性增大；下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022，下封头冷却剂混合能力不足。      

核电厂标准设计审查的初步研究

通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。     

用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。     

田湾核电厂1号机组主泵水润滑径向-止推轴承失效原因分析和改进方案

本文从田湾核电厂水润滑径向-止推轴承的工作原理出发，对其失效的原因进行了分析，并提出了改进方案的建议。     

摇摆条件下小型反应堆堆芯入口流量分配特性数值分析

为研究摇摆条件下小型反应堆强迫循环时堆芯入口处冷却剂的流量分配特性,采用数值计算的方法,使用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+建立小型反应堆模型,完成模型验证,开展摇摆条件下反应堆堆芯入口流量分配特性研究。结果表明,堆芯入口位置距摇摆轴的距离越大,摇摆幅度越大,堆芯入口冷却剂流量波动越大;长周期摇摆对流量影响较小,但随着摇摆周期减小,冷却剂流量会发生跃变。堆芯入口冷却剂分布不均匀程度随摇摆幅度的增加而增加,但对摇摆周期变化并不敏感。      

压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨

针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计,探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案.并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性.