一体化快堆的内增殖性能研究

为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期，一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系，研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明，棒径的增加和P/D的降低能够显著提高内增殖，为了降低钠空泡效应而增加上钠腔并降低堆芯高径比会造成内增殖的损失。棒径与P/D的具体取值应在物理与热工之间寻求平衡，而对钠空泡反应性应从反应堆整体安全设计上缓解，一体化快堆的设计应以内增殖性能和高效的闭式燃料循环为主要目标。     

中国实验快堆的安全特性

钠冷快堆因钠具有好的热物理特性而具有固有安全性,同时也因钠是活泼的碱金属,也难免会有钠的泄漏、钠火和钠水反应等工业事故.本文介绍了中国实验快堆利用钠冷快堆的固有安全性,装设了单靠自然循环和自然对流的事故余热导出系统等多项非能动安全系统及完善的能动安全系统,其安全性达到了第Ⅳ代先进核能系统的安全要求.对于大型快堆,因其保...     

快堆主容器内氩气空间传热实验原理及分析

本文研究了池式快堆主容器内氩气空间模拟实验的模拟准则及原理.根据模拟准则和对流换热方程组,研究了模拟实验装置需满足的物理相似和边界相似的条件,并对氩气空间的换热状况进行了计算,确定了实验装置的设计参数范围,从理论上解决了池式实验快堆钠池覆盖气体--氩气空间模拟实验装置的模拟问题.     

中国实验快堆负荷跟踪能力分析

以中国实验快堆(CEFR)主工艺系统为对象,利用MATLAB/Simulink软件建立仿真模型。在负荷阶跃变化且无调节系统参与的条件下进行仿真计算,研究CEFR及类似工艺的池式钠冷快堆的负荷跟踪能力。分析关键环节在负荷阶跃变化的极端情况下的运行特性,探究此类工艺负荷跟踪运行模式的可行性,为未来大型快堆在运行模式和工艺设计上提供参考。仿真结果表明,CEFR及其类似工艺的池式钠冷快堆负荷跟踪能力有限,其中直流式蒸汽发生器是限制其负荷跟踪能力的最大瓶颈。     

中国实验快堆液封器性能实验研究

为验证中国实验快堆（CEFR）主容器液封器的安全性,设计建造了液封器研究实验装置。在该装置上进行了主容器液封器的超压保护动作实验、负压动作实验、超压动作后剩余压力实验及排气能力实验等研究。通过实验得到了主容器液封器的超压保护动作压力、负压动作压力、允许极限气流量及超压动作后进气管口剩余压力等重要性能参数。对实验现象和结果进行了分析研究,论证了主容器液封器性能实验结果应用于实际反应堆的可行性,为其在CEFR上的实际应用提供了可靠的依据。     

快堆材料的腐蚀

本文叙述了钠冷快堆材料的腐蚀行为,特别是300系不锈钢和2(1/4)Cr-1Mo 钢在钠中的腐蚀行为和特点。并对钠冷快堆材料腐蚀研究的进展进行了介绍。     

新型快堆—铅冷快堆的堆物理特征

讨论了以重金属铅作为冷却剂的快中子核反应堆的基本堆物理特征。铅由于其慢化截面小，输运截面低，对于快中堆带来一系列的特点，铅冷快堆具有较大的冷却剂－燃料体积比，较小功率密度，较硬的中子能谱，负的空泡反应性效应和负的温度反应性系数。这些特性提示了铅冷快堆具有固有安全性的多种因素。     

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。     

连续螺旋折流板换热器传热与阻力性能实验研究

对连续螺旋折流板换热器和弓形折流板换热器壳侧的传热性能及阻力性能进行了实验研究,得出了壳侧阻力和换热的关联式,并将其和非连续螺旋折流板换热器进行了比较.研究发现,在壳侧流速较大时,连续螺旋折流板换热器的传热性能优于弓型折流板换热器和非连续螺旋折流板换热器.     

示范快堆给水控制系统仿真研究

针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点,提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案,并搭建了给水控制系统的仿真模型;分别对2种给水控制方案进行仿真研究,分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值,而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。     

T型管热混合温度波动特性研究

在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。     

骨架发热多孔介质竖直通道内强制对流换热数值研究

采用局部非热平衡模型,在层流范围内对骨架发热多孔介质竖直通道内的非达西强制对流换热进行了数值研究.采用Forchheimer-Brinkman拓展Darcy模型描述多孔介质内的流动,详细研究了表观雷诺数Re(0.5≤Re≤50),有效导热系数比Γ(0.001≤Γ≤1.0)和Da(10-3≤Da≤10-5)变化对多孔介质流道内流动换热的影响.计算结果表明:Re、Γ和Da变化对流道内流动换热影响显著;当Re、Γ较小而Da较大时,多孔介质流道内局部非热平衡效应明显,必须采用局部非热平衡模型才能对流道内的对流换热特性进行合理准确的预测.     

田湾核电站核岛主设备保温盒装置的应用

绝热技术不仅是节能降耗最经济、收益最明显的重要措施,而且随着绝热工程的深入研究和推广应用,已发展成为节约能源,保障机组安全运行,提高工作效率,改善劳动条件,保护人员安全的一项系统性防护工程。绝热工程使用效果的好坏,是整个绝热工程功能的最终体现,它是精心设计、认真选材、严格施工的成果。对于现阶段核电站的实际情况,严格控制施工质量是保障绝热效果的关键。     

Validation of a Computational Simulation Method for Evaluating Thermal Stratification in the Reactor Vessel Upper Plenum of Fast Reactors

Validation of a numerical simulation method is carried out for thermal stratification phenomena in the reactor vessel upper plenum of advanced sodium-cooled fast reactors. The study mainly focuses on the fundamental applicability of commercial computational fluid dynamics (CFD) codes as well as an inhouse code to the evaluation of thermal stratification behavior including the simulation methods such as spatial mesh distribution and RANS-type turbulence models in the analyses. Two kinds of thermal stratification tests are used in the validation, which is done for relatively simple- and conventional-type upper plenum geometries with water and sodium as working fluids. Quantitative comparison between the simulation and test results clarifies that when used with a high-order discretization scheme of the convection term, the investigated CFD codes are applicable to evaluations of the basic behaviors of thermal stratification and especially the vertical temperature gradient of the stratification interface, which is important from the viewpoint of structural integrity. No remarkable difference is seen in the simulation results obtained using different RANS turbulence models, namely, the standard kε model, the RNG k-ε model, and the Reynolds stress model. It is further confirmed in a numerical experiment that the distribution of two or more meshes within the stratification interface will lead to accurate simulation of the interface temperature gradient with less than 10% error.     

Experimental Analysis on Mitigation of Thermal Stratification in the Suppression Pool of a Water Wall Type Passive Containment Cooling System

A water wall type passive containment cooling system with an outer pool surrounding the suppression pool is one passive containment cooling system. In the system, a baffle plate in the suppression pool mitigates thermal stratification formed at the vent tube outlet level and enlarges the heat transfer area. The effectiveness of the baffle plate in mitigating thermal stratification was experimentally confirmed; the heat transferred to the outer pool increased about 50% due to a larger high temperature region and a longer effective heat transfer length. The experimental analysis was performed using a three-dimensional thermal-hydraulic analysis program. In the analysis, a laminar flow model and slip conditions on structural walls were used, and the calculated temperature profiles and natural circulation flow rates along the baffle plate agreed with measurements. The model was then judged as a valid and practical tool to evaluate global natural circulation and temperature distributions in a large pool. And it was analytically corn- firmed that the thermal resistance of the PCV wall and the heat flux to the outer pool affected the performance of the baffle plate.