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高温气冷堆热气导管中石墨粉尘沉积特性分析 总被引:1,自引:1,他引:0
高温气冷堆中石墨粉尘的运动规律对反应堆安全具有重要意义。本工作采用计算流体力学方法得到热气导管中的温度场分布,在此基础上分析了热气导管中热泳沉积与湍流沉积的规律。结果表明,随着颗粒粒径的增大,热泳沉积率下降,而湍流沉积率则先减少后增大。通过比较30%FP及100%FP两种反应堆功率下的计算结果发现:反应堆功率为30%FP时对应的热泳沉积率更高,而反应堆功率为100%FP时,湍流沉积率增长更加迅速。当颗粒粒径较小时,热泳沉积与湍流沉积作用相当,颗粒粒径较大时,湍流沉积明显占主导地位。最后,采用最可几分布的粒径计算了热气导管中石墨粉尘总的沉积量,计算结果表明石墨粉尘沉积总量有限。 相似文献
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高温气冷堆氦气主流区中石墨粉尘运动特性初步分析 总被引:1,自引:0,他引:1
以高温气冷堆一回路氦气中石墨粉尘颗粒为研究对象,初步计算分析氦气主流区中单个石墨粉尘颗粒的各种受力.结果表明,各种受力中,气体阻力占绝对主导作用.在分析受力的基础上,推导出一回路中石墨粉尘颗粒的简化运动控制方程,并计算分析石墨粉尘颗粒速度随氦气流速的运动规律:当主流氦气流速度恒定时,石墨粉尘颗粒速度按照负指数的运动规律不断趋近于主流氦气速度;当主流氦气速度随时间发生线性变化时,石墨粉尘颗粒速度与主流氦气速度趋向于一个恒定的差值;在高温气冷堆氦气气轮机循环中,石墨粉尘颗粒从静止到流动时的加速度变化与反应堆功率调节的增减呈现同一性. 相似文献
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高温气冷堆石墨堆芯结构双层模型抗震研究 总被引:2,自引:2,他引:0
石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应。完成的石墨堆芯结构双层模型抗震台试验中,测量模型在各种地震作用下的动力特性变化;考核石墨结构的刚度(变形)、强度和位移;分析榫、键等石墨构件的受力变形状况,整体结构的扭转。统计石墨构件经抗震试验后的破损数量,并分析了其破坏原因;通过初步的试验和模拟对比分析,探讨了石墨结构动力学响应的主要影响因素。为今后完成更大比例更复杂石墨堆芯结构模型抗震研究奠定了基础。 相似文献
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反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。 相似文献
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高温气冷堆的反射层和隔热层主要由数量庞大的石墨砖和碳砖组成,在地震或冲击载荷作用下,部件之间可能发生滑移和碰撞,影响其结构完整性。简化的数值分析模型是研究这种大规模散体结构的重要手段,而其中模拟碰撞的非线性连接单元参数对分析的收敛性和结果的准确性至关重要。本文对高温气冷堆中石墨构件的3种典型碰撞形式进行了实验研究,测量得到了各碰撞模式下碰撞时间和恢复系数与碰撞速度的关系。针对碰撞实验中边界条件与堆内实际构件的差别,采用商业有限元分析软件ABAQUS对不同碰撞形式进行了数值分析,进一步获得了更为准确的碰撞特性,并通过改进的Hertz碰撞模型对实验和数值结果进行分析,得出了非线性碰撞连接单元的等效刚度系数和等效阻尼系数。最后利用数值分析方法进行了与堆内构件设计相关的质量和间隙尺寸对碰撞单元等效刚度系数和等效阻尼系数的详细研究,为高温气冷堆石墨和碳堆内构件的设计提供参考。 相似文献
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有效导热系数是高温气冷球床堆热工设计和安全分析程序中的基本参数,ZBS模型广泛应用于球床结构有效导热系数的预测。本文针对ZBS模型中的关键经验型参数——接触面积系数φ进行了分析,通过对不同堆积结构球床有效导热系数的数值分析,获得了12组接触直径比和配位数及其对应的φ值,然后通过多元线性分析获得φ的计算公式。与德国SANA实验结果进行比较,发现改进后的ZBS模型预测能力优于其他模型。改进后的ZBS模型的计算结果与先前实验测量的球床主体区域的有效导热系数吻合也很好。本文研究结果可为高温气冷球床堆的设计和安全分析提供理论支持。 相似文献
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本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。 相似文献
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商用核电站的大规模建造和并网,缓解了我国电力供应和环境污染等问题,但很难满足孤立岛屿、小型基地、航天推进等潜在的应用环境。因此,须发展不同功率范围的小型化、可移动式核反应堆系统,以适应未来电力市场和动力装置对核能的需求。考虑到球床堆具有出口温度高、安全性好等特点,设计了一个基于闭式布雷顿循环、热功率为5 MW的核反应堆系统,给出了总体设计参数和反应堆部分的物理、热工特性。结果表明,该系统的能量转换效率约为35.2%,可达到6.14kg/kWe的比重量。反应堆寿期初和寿期末的剩余反应性分别为4.88$和2.28$,满足10a设计寿命的燃耗要求。反应堆进、出口温度分别为868.7K和1 295.8K,额定功率下燃料最高温度为1 576K,低于设计温度限值1 600K。 相似文献
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与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物(MOX)燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明:采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。 相似文献
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高温气冷堆回热循环及透平机组的初步研究 总被引:4,自引:1,他引:4
结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温堆气体透平循环是核电领域中的全新概念,为提高核电的安全性和经济性提供了新的思路,具有很强的竞争优势。其中,高温气冷堆回热循环是该方案的主流。在高温堆回热循环方案中,氦气透平机组的工作介质为氦气,其物性与空气有很大的不同,因此,氦气透平与燃气透平在热力参数、气动参数、尺寸、级数等方面有着较大的差别。本研究对回热循环以及氦气透平进行了初步分析,并通过与燃气透平的比较,揭示了回热循环与氦气透平的一些基本设计特点。 相似文献
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介绍了10MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。 相似文献
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地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量(概率安全目标)的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。 相似文献