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选取了7种最为广泛应用的超临界水换热关系式,计算分析了超临界水冷堆设计工况下堆芯的传热能力.结果表明,采用不同的公式计算出的平均管出口壁温最大相差27℃.采用KOshizuka-Oka公式,热管流量与平均管相同就可满足壁温安全限值;采用Jackson公式,热管流量需比平均管高18%;采用Krasnoshchekov公式,热管流量则需比平均管高40%才能满足壁温安全限值.这说明,采用不同的换热公式会严重地影响堆芯的设计.在超临界水冷堆的设计条件下浮力对传热的影响可以忽略. 相似文献
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以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。 相似文献
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超临界水冷堆堆芯子通道稳态热工分析 总被引:1,自引:1,他引:1
超临界水冷堆(SCWR)作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆,冷却剂出口温度可达500℃,具有良好的经济性.本文采用改进的COBRA-IV程序对超临界水冷堆方形组件子通道进行稳态热工分析.对计算结果进行分析可知:减小慢化剂通道中给水质量流量份额和加大慢化剂通道与相邻子通道之间的热阻,可以降低热管焓升,后者还可以得到较好的慢化效果.通过热通道的传热恶化分析发现,超临界水冷堆的设计不能避免传热恶化,必须精确计算传热恶化条件下的包壳温度才能确定包壳能否保证其完整性. 相似文献
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提出了一种适用于分布式发电系统的小型自然循环钠冷堆AMTEC系统。通过对堆芯的临界计算和热工水力分析,研究了堆芯燃料装载量不变情况下,芯块半径、燃料棒长度和圈数对堆芯有效增殖因数keff、堆芯压降和传热的影响。同时分析了不同额外停堆裕量下,B4C吸收层厚度和堆芯初始剩余反应性随燃料棒圈数的变化关系。计算结果表明:保持堆芯当量直径和冷却剂通道总截面积不变的情况下,减少燃料棒圈数和活性区长度不仅可增加keff,且能降低堆芯压降;为提高额外停堆裕量需增加吸收层厚度,但降低了堆芯初始剩余反应性,不利于电厂的经济性。 相似文献
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因为热效率高(大约45%,而轻水堆为33%)和设备的大量简化,超临界水冷反应堆(SCWR)是最有前途的第四代核反应堆之一。SCWR有着较高的热力学工况(高运行压力和温度),显著减少了安全壳体积,削减了对再循环泵、喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器及蒸汽干燥器的需求:过去十多年,日本完成了一个大型的1700MW SCWR的完整概念设计。初步的经济分析显示,与参考的先进轻水堆(ALWR)相比,这个系统可实现建设成本显著降低,高达30%。 相似文献
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超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析 总被引:2,自引:0,他引:2
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。 相似文献
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超临界水冷堆国内外研发现状与趋势 总被引:7,自引:6,他引:1
从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图。 相似文献
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应用RELAP5-3D程序建立了超临界水冷堆(SCWR)的稳态模型,并在此基础上,分别对SCWR的两种瞬态和两种事故工况进行了分析。汽轮机旁路系统的存在可有效维持反应堆压力,保证反应堆安全。若SCWR失去给水,在辅助给水系统启动之前,向下流的水棒可通过热传导带走堆芯热量,并向燃料通道内提供冷却剂,缓解堆芯升温。因而,向下流的水棒体现了SCWR的安全性。主泵卡轴事故由于没有惰转,最热包壳温度值最大,因而主泵惰转可有效缓解包壳温度的升高。 相似文献
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小型模块化超临界水冷堆(SCW-SMR)是超临界水冷堆(SCWR)与小型模块化反应堆(SMR)的有机融合,可兼具二者的优势,既具有独立的市场需求,也为大型百万千瓦级超临界水冷堆的工程实践提供了基础。本文介绍了SCW-SMR的研发背景、国际主要研发动态、技术特点和优势,提出了研发过程的一些思考,包括总体设计原则、主要设计要求、具体设计考虑和研发阶段建议,供后续研发参考。 相似文献
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反应堆中子通量密度仿真研究 总被引:1,自引:1,他引:0
核电厂作为特殊企业,对职工的培训尤为重要,而培训中,仿真系统是必不可少的环节。强果用经典的点堆模型方程,仿真精度不够,不能实现物理仿真。本文利用因子分解方法解中子通量密度函数,在求解中子通量密度形状函数量,通过适当的模型简化,使其可以在一般的PC机上实现。 相似文献
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SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算 总被引:1,自引:0,他引:1
利用MCNP程序的重复几何结构功能,对SPRR-300的堆芯几何结构进行了简化处理,建立了该堆辐照孔道中子注量率分布计算的数学模型.计算值与实验值的比较结果表明,二者符合很好,验证了本文建立的数学模型的合理性和可行性. 相似文献
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