初探云南省建水县红田铜多金属矿地质特征

文章在详细查明矿区地层、构造、矿体赋矿层位、矿体空间位置、产状形态、规模、等地质特征的基础上,根据矿床地质特征得出矿床类型为似层状中~低温热液型铁(铜)多金属的矿床。     

反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。     

热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。     

新型氮气稳压器系统稳态和瞬态特性研究

根据氮气稳压器系统的基本理论模型,分析了氮气稳压器的稳态和瞬态运行特性,得到了两种不同波动流量工况下,稳压器压力、水位、水区焓、水区质量、氮气温度及氮气体积随时间的变化特性.结果表明:当波动流量为正波动时,稳压器的压力、水区质量、水区焓、水位、氮气温度均呈上升趋势,氮气的体积降低;而当波动流量为负时,各参数变化规律相反.研究表明,氮气稳压器的响应特性较好.两种工况下主要参数的变化趋势与理论分析相一致,但对该模型的实验验证以及控制研究仍需在将来的工作中进行.     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT(loss-of-fluid test)大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。     

超临界水冷堆专设安全系统设计方案

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选取失流事故对SCWR安全系统的运行进行分析,验证了上述专设安全系统的有效性。     

兆瓦级高效紧凑型核动力系统运行特性研究

为研究兆瓦级高效紧凑型核动力系统的运行特性,使用自主开发的热管堆瞬态分析程序TAPIRS(Transient Analysis code for heat Pipe and AMTEC power conversion space Reactor power System)和超临界二氧化碳布雷顿循环的瞬态分析程序SCTRAN/CO₂(Super Critical reactors Transient Analysis code/Carbon Dioxide)的耦合程序对其反应性、负荷、冷却水温度和流量等扰动进行了开环动态响应分析,并据此进行了控制系统设计。在此基础上,对线性变负荷、阶梯式变负荷以及甩负荷这三种变负荷运行工况进行了计算分析。结果表明：该核动力系统的转速对扰动的变化较为敏感,需要加以控制;低负荷下旁通会使压缩机流量上升,需对压缩机流量加以控制;系统在控制方案下能以6%FP(Full Power)·min^-1的速度实现0%～100%的负荷变动,且可以在任意负荷水平下运行;甩负荷下系统的波动时间变长,但是仍可达到新的稳态进行工作,且各...     

环形狭缝通道内环状流模型的数值分析

对环形狭缝通道内的环状流建立了分离流模型。应用质量、动量和能量守恒方程 ,加上相应的边界条件和使方程组封闭的经验关系式 ,对环形狭缝通道的内、外液膜厚度、液膜内的速度分布和温度分布 ,以及内、外管的换热系数进行了数值计算求解     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT（loss of fluid test）大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。     

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。