核释热瞬态特性模拟实验研究

提出了一种在用电加热模拟核释热态特性的方法,该方法采用计算机模拟多谱勒效应和慢化剂温度效应,并控制电加热元件的加热功率。应用该方法了升功率和降流量两项实时模拟实验,将实验结果与用Retran-02程序计算的结果进行了比较,结果表明,用本文中的方法模拟核释热的瞬态特性是可行的。     

核二级波纹管截止阀在瞬态热冲击作用下的数值模拟

为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合分析,研究阀体监测点在不同时间点下温度场、热应力和疲劳寿命的变化,以及热冲击作用时间对疲劳寿命的灵敏度的影响。结果表明:瞬态承压热冲击对阀体的温度场、结构强度、疲劳寿命和敏感度影响巨大,必须消除这种影响,以此来保证核二级波纹管截止阀的高安全性和高可靠性。      

核释热实时模拟程序

为在堆外实验中实现核释热实时模拟，编制了相应的模拟控制程序，其中的反应性模拟子程序采用了点堆模型、一维均匀流模型和瞬态导热模型来模拟慢化剂温度效应和多谱勒效应。用此程序完成了降流量和升功率两项实验，实验结果表明：该程序能够满足核释热瞬态特性模拟的要求。     

核径迹热释中子探测器测量高中子通量密度

本文提出一种用于高中子通量密度测量的方法,即使用核径迹热释中子探测器测量中子通量密度,该方法在低中子通量密度测量方面已成功在微型中子源反应堆上得到验证。为了测试其在高中子通量密度测量方面的适用性,在中国先进研究堆辐照孔道内进行了应用研究。结果表明:孔道内中子通量密度相对分布总体趋势与MCNP的计算结果符合较好,此种方法测量高中子通量密度有效可行。     

瞬态工况下压水堆稳压器波动管热分层现象数值模拟

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表明:同一截面内高温层流体和低温层流体的升温方式不同;不同截面位置的管内流动温度分布特性差别较大,但均呈现分层流体温差先增大后减小的趋势。计算结果可为后续波动管热应力分析及寿命评价提供一定基础。     

基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究

吸气式反应堆具有大比冲、高功率密度的优良特点,在未来空天推进领域具有广阔的应用前景.该反应堆在正常运行条件下需要完成各类功率快速响应的瞬态工况,并在极短时间内完成启停堆过程,采用传统的数值方法研究其瞬态三维核热耦合特性存在较大的困难.本文基于开源OpenFOAM平台,开发了三维瞬态核热耦合求解程序,提出了新型流固热耦合...     

反应堆动力学和堆芯释热计算

一、前言 核电站的能量主要来自堆芯核子裂变。~(23)U等元素吸收中子后产生裂变反应,同时放出大量的热能。这些热能经元件表面传递给冷却剂,然后通过蒸汽发生器将热能导出,以供发电。堆芯功率大小主要取决     

γ量热计及HFETR中γ释热率的测量

本文介绍了适用于高 γ 释热率测定的量热计设计及在高通量工程试验反应堆(HFETR)的G_7,辐照孔道中的 γ 释热率测量,其测量误差在±4.5%以内.     

核动力装置连续提棒事故的瞬态特性模拟

建立了描述反应堆与主冷却剂系统的物理、热工水力特性的数学模型。该模型应用埃米尔特插值法求解点堆动力学方程,其它方程采用半隐式差分法求解。在此基础上编制了模拟程序,并模拟了连续提棒事故的核动力装置瞬态呼应特性,经与理论分析的比较表明,本模拟符合实际情况,其数值处理方法正确,可为事故的处置提供依据,对反应堆的安全运行具有一定的参考价值。     

基于两流体模型的流动沸腾瞬态数值模拟程序

基于两流体模型与固壁非稳态导热模型,结合相关关联式组合,建立了流道内流动沸腾传热的瞬态数值模拟程序。通过不同入口瞬态下流道两相流动沸腾过程的算例计算分析,确认了程序进行流动沸腾瞬态模拟的能力。通过对不同固壁加热条件下流动沸腾行为的算例计算,检验了该程序进行流壁耦合行为模拟的功能。程序可进一步向系统分析程序和子通道程序发展。     

Simulation Study of AVR-U Nuclear Process Heat Plant

A pebble-bed high temperature gas-cooled reactor AVR located at Jülich, West Germany has a modification plan to include a process heat loop. In the plan, half of the primary helium heated up to 950°C by the AVR core is supplied to the process heat loop. The helium flow of the process heat loop influences the flow of the AVR loop and vice versa. Consequently, flow instabilities and reverse flow in the modified plant may possibly happen.

In the paper, a computer simulation is performed to investigate the dynamic behavior of the primary helium flow in the modified plant. At first, dynamic experiments conducted at the AVR plant are simulated in order to grasp the accuracy of the computer code. Then, the modified plant is simulated. As a result, the behavior of the primary flow is rather moderate against the disturbances which are expected under the normal plant operation. Further, the condition when the reverse flow appears is evaluated analytically by using a simplified flow network model.     

核电站除氧器瞬态研究

应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏.     

5MW核供热站余热排出系统的试验研究

清华大学5MW核供热站的余热排出系统是由3个自然循环构成的非能动式余热排出系统。各个阶段的调试表明,该系统的设计是合理的,3个循环均能迅速建立,排热能力达到设计要求。对于主换热器与蒸发器间循环建立条件,循环流动方向,蒸发器与空冷器间蒸发-冷却循环的建立条件等都进行了试验研究,并给出了明确结论。     

低温核能供热经济分析

本文在集中供热系统中比较了核能供热与常规能源的经济性，论述了核燃料用于产生低温热能的优点，并指出利用核供热与煤发电的能源利用模式比核电与煤供热模式可节省一次能源。提高能源利用率。     

超功率下金属燃料钠冷快堆的动态仿真

编制了计算金属燃料钠冷快堆在超功率事故下的动态过程的仿真程序ＭＦＴＯＰ，并对它对美国池式钠冷快堆ＥＢＲ－Ⅱ在启动和功率运行工况下的反应引入事故瞬态进行了大量的分析计算，所得结果与国外大型程序ＮＡＴＤＥＭＯ的相应预测结果符合良好。本程序可用于其它钠冷快堆的超功率瞬态计算。     

摩洛哥坦坦地区核能海水淡化示范项目

摩洛哥王国准备采用我国开发的１０ＭＷ核供热堆作为热源,与高温多效蒸馏工艺相耦合,在坦坦地区建造核能海水淡化示范厂,日产８０００ｍ＾３淡水,可行性研究结果表明：该示范厂设计方案不存在技术障碍,其淡水生产成本和该地区相同规模的石化燃料淡化厂相当。     

自然循环过渡过程实验的堆芯动态仿真模型

在自然循环过渡过程模拟实验中,真实地模拟反应堆堆芯及其控制系统是十分重要的。本文着重叙述了仿真堆芯的中子动力学模型和热工水力学模拟,并用ＲＥＴＲＡＮ程序的计算结果对模型及其相应程序进行了验证,获得了满意的结果。