HWRR-3新功率调节系统的理论分析与模拟试验

本文对 HWRR-3新功率调节系统进行了理论分析和模拟试验,并分析了反馈补偿的作用.通过动态计算和模拟试验,了解了系统特性,并选择了期望的参数。     

反应堆控制棒驱动机构模拟负载系统的研制

介绍了反应堆控制棒驱动机构(CRDM)模拟负载装置的设计原理和方法,研制出了一种新型的模拟负载系统,用来模拟反应堆棒控系统对控制棒的控制过程。对设计的模拟负载系统进行了功能性试验和性能参数测试,并与实际运行系统进行比较后,发现该系统达到了各项功能控制要求,且性能稳定可靠,模拟负载的电磁线圈散热性能与负载特性良好,各项性能指标达到了设计要求。     

紧凑型核动力系统的热工水力数值模拟

将多孔介质模型应用于紧凑型核动力系统的热工水力数值模拟,开发了计算程序,并以船用反应堆为例进行了初步的分析计算。为紧凑型核动力系统的热工水力特性整体多维模拟提供了可行的方案,也为紧凑型核动力系统综合分析平台的研制打下了基础。     

用于压水堆安全研究的高压综合系统实验装置

高压综合系统实验装置,是模拟秦山核电厂反应堆冷却系统,在稳态和事故瞬态期间的热工水力特性。本报告描述了装置的主要特点和模拟准则,给出了系统主要部件的设计参数,并同国外其它装置作了简要的比较。     

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。     

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成.本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析.在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性.经验证,该系统的排热能力满足设计要求.     

外中子源增殖效应的数值模拟计算分析

用Monte—Carlo方法模拟了外中子源在次临界堆中的倍增过程。通过对多种外中子源输入的模拟计算,研究分析了ADS系统中次临界堆的物理特性。     

核放射性事故应急处置模拟软件

为了提高对核事故的处置能力,利用VC++可视化语言开发了一套模拟软件。软件实现了对放射性物质特性的管理,放射源探测过程的模拟、放射性元素的鉴别模拟、扩散性放射事故浓度分布的模拟,另外实现了核事故处置程序的展示功能以及核典型事故及相关的理论知识、法律法规的学习和查询功能。通过使用该软件,消防官兵对核放射性事故以及事故处置都将有更深入系统的了解。     

海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究

在规模因子为1/45的海水淡化堆综合模拟实验装置上,开展海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究。验证海水淡化堆非能动安全系统能够保证在诸如全场断电等事故导致紧急停堆后堆芯余热的有效导出,分析系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对非能动余热排出实验进行模拟分析,结果表明RELAP5/MOD3.2程序能够较好模拟海水淡化堆非能动安全系统的非能动余热导出过程,计算结果与实验结果符合较好。     

核电厂控制调节系统在运行瞬态分析中的数值计算

用数值方法模拟核电厂控制调节系统的运行特性,是核电厂运行瞬态分析的重要组成部份。文章介绍了核电厂功率、旁通排放、蒸汽发生器水位等调节系统的数值计算方法;同时对上述调节系统在核电厂事故过程中的安全作用也进行了讨论。     

大气释放阀结构参数对阀瓣启动时间影响的数值模拟研究

针对田湾核电站某阀门系统中的大气释放阀前置隔离阀系统采用数值模拟技术开展了阀门开启特性的数值模拟研究。采用计算流体动力学(CFD)计算方法开展不同结构参数和不同工况参数对阀门启动时间的影响分析,对试验测试中出现的阀门开启延迟现象给出了理论分析,为该阀门的设计和改进提供了详实的参考依据。     

蒸汽发生器液位模拟对象的建立

将机理分析与闭环辨识相结合采用曲线拟合的方法，建立了蒸汽发生器液位对象的模拟模型，通过模型检验与分析，说明该模型能够反映ＳＧ液位对象的主要动态特性，它有效地促进了主给水计算机控制系统的模拟调试工作。     

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。     

柱形金属铀次临界系统瞬发中子衰减常数测量

次临界核系统的瞬发中子衰减常数α与反应性有着重要联系。采用²⁵²Cf随机脉冲源法测量了一柱形金属次临界系统的瞬发中子衰减常数。为对源中子的影响进行分析,借助蒙特卡罗模拟方法建立模型进行了模拟,对源直穿中子和核系统瞬发中子时间分布特性进行了比较,分析了源中子对瞬发中子衰减曲线的影响。模拟结果表明,对该柱形金属铀系统,源中子注入100 ns后源直穿中子对核系统瞬发中子的影响可忽略。根据分析结果选取了合理起始道,对实验数据进行单指数最小二乘拟合,得到该次临界系统的α为15.5μs^-1。     

一体化反应堆非能动余热排出系统中的两相自然循环与传热

在整体事故模拟试验（VISTA）装置上进行了一体化反应堆非能动余热排出系统（PRHRS）的热工水力和自然循环特性研究,将试验研究结果与最佳估算系统分析程序SMART的计算结果进行了比较。VISTA装置由一次系统、二次系统和PRHRS组成,模拟了设计验证程序SMART。试验结果表明：在PRHRS回路中的流体非常稳定。当热交换器淹没在应急冷却水箱（ECT）水中时,PRHRS热交换器能很好地完成其功能,排出来自一次冷却回路侧蒸汽发生器的热量。随着PRHRS的运行,衰变热和焓热从一回路充分地排出。SMART程序预测的在PRHRS中的自然循环特性相当好。从计算结果可以看出,PRHRS热交换器通过冷凝传热可以排出来自一次系统的大多数热量。     

反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布.深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好.     

一种简化的高温热管启动模型

热管堆具有体积小、结构紧凑、功率密度高和固有安全性好等优点,被认为是深空和深海任务中最有前途的候选之一。为了研究其启动特性,建立兼顾计算精度及求解效率的热管启动模型至关重要。本文在充分考虑吸液芯区工质的熔化及气液界面处的蒸发和冷凝现象的基础上,建立了基于二维导热的热管壁和吸液芯区热阻网络模型。对于蒸汽区,基于尘气模型(DGM),研究分析了两种不同模拟方式的求解精度和计算效率。通过对不同碱金属热管实验的模拟,验证了模型的准确性。结果表明,模型能较好地模拟高温热管的启动特性,简化的等效热阻模型具有更高的计算效率,其更适合于热管堆系统的启动特性模拟。     

稳态条件下稳压器喷淋降压模型及数值分析

本文基于非稳态球形传热模型,在单液滴与饱和蒸汽之间的传热模型的基础上,根据稳压器喷雾流量、雾化颗粒特性参数及反应堆一回路系统参数,建立了反应堆一回路系统稳压器的喷淋降压动态特性的数学模型。根据某核电机组热态功能试验时的试验条件,使用FORTRAN语言编写程序,选用迭代的方法,对稳压器喷淋降压的动态特性进行了数值模拟分析计算。计算结果表明,通过数值计算得到的喷淋降压速率与实际试验结果符合性较好。     

HTR-PM堆芯出口热气混合实验相似性分析

球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）堆底设有热气混合结构，使堆芯流出的氦气混合均匀。堆芯出口热气混合实验用于测量和分析该混流结构的混合性能及其阻力特性。为使设计的热气混合实验系统及实验工况能反映HTR-PM的混流结构的实际混合性能和阻力特性，在确保实验经济成本的前提下，根据相似性准则，分析确定了堆芯出口热气混合实验系统的设计准则和具体参数，并利用Fluent软件对所设计的实验装置内的流场和温度分布进行了数值模拟。该混合实验系统及其工况与HTR-PM实际堆底混流结构具有相似性，在此实验的基础上，可通过理论分析和数值模拟得到HTR-PM实际堆底混流结构的混合性能和阻力特性。     

辅助给水系统超流量分析及改进

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。