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Based on the critical/subcritical point kinetics model, the fuel pin heat transfer model, and the auxiliary thermal hydraulic models such as the heat exchanger model and the porous media model, a multi-physical coupling code CFD/PF was developed by means of the explicit iteration method, dynamic link library technique (DLL) and user-defined functions (UDF) of FLUENT. The CFD/PF was used to carry out the simulation of SNCLFR-100 unprotected transient of over power (UTOP) of a small natural circulation LBE cooled fast reactor, and the code-to-code comparison analysis was conducted with the renowned multi-physical coupling code SIMMER-III. The results indicated that the CFD/PF simulation results are in a good agreement with SIMMER-III calculation results, and the multi-physical analysis method and code development have been achieved initial success, which can be used to analyze the complex three-dimensional flow and heat transfer phenomena in pool-type fast reactors. 相似文献
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铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件 Ansys Fluent 分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。 相似文献
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我国快堆发展战略目标研究 总被引:2,自引:0,他引:2
我国是一个发展中大国,能源需求量大且增加迅速。考虑到资源的有限性和环境问题,核能必将成为我国主要能源之一。政府已决策2020年我国核电装机容量将达到40 GW。据预测到2050年需发展到240 GW。铀资源的有限性和国际铀市场的不确定性,促使我们认真考虑快中子增殖堆及其闭式燃料循环的发展。设想的快堆发展战略目标是:(1)2030年实现一址多堆运行800~900 MW商用增殖快堆;(2)2050年核电装机容量发展到240 GW;(3)2050年以后逐步实现核能大规模替代化石燃料。 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):169-174
三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。 相似文献
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铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势,但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用,易发生堵流事故而导致传热恶化,从而危及第一道屏障的完整性,为此,亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型,基于计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度,以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析,分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配,并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明:随堵塞面积增加,堵塞区域包壳温度显著上升,回流区域范围扩大,燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移,堵块侧热流密度减小;当堵塞份额较大时,随堵块厚度增加,各参数变化与上述结论类似;堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小;且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近,内通道流量损失程度明显增大,而外通道流量几乎不受影响,因此,内通道发生堵流事故时危害更为严重。 相似文献
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选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(4):130-136
Reactor power frequency spectrum measurements at various power levels (0.2 W, 1 W, 5 W, 100 W, 500 W, 5 kW and 100 kW) were made with HTR** (swimming-pool type). A low frequency AC amplifier, a magnetic tape recorder, a frequency selective amplifier with twin-T filters, a multiplier, and an integrator were used. Speed-up and speed-down techniques of tape recorder were convenient for extending the frequency range of the analysis. The measured frequency spectrum of reactor noise determined the modulus of zero power transfer function, and indicated a prompt neutron mean life time of (7.58±1.58) × 10-5 sec based on an effective delayed neutron fraction of 0.0082. The calculations were made with a HIPAC-103 computer. At higher power, some resonance peaks were found in the low frequency region. The absolute value of reactor power obtained by noise analysis agreed within 3% with the power meter indication at the power below 5kW. 相似文献
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对于池式钠冷快堆,堆芯入口温度是重要的热工参数之一,电厂设计过程中堆芯入口温度的确定受多种因素制约,其中包括不同电厂工况的影响。不对称工况是一种典型的电厂工况,本文以600 MW两环路设计的池式钠冷快堆为研究对象,采用钠冷快堆系统分析程序分析不对称工况对堆芯入口温度的影响。研究结果表明,在所分析的不对称工况下,冷池温度会出现明显的不对称现象,且其中1个环路的冷池温度明显上升。通过分析可知,作为电厂的重要热工参数,在不对称工况下,堆芯入口温度变化的影响主要体现在对冷池内设备的影响上,对电厂整体功能和性能有所影响但不构成该工况下影响电厂功能和性能的关键因素。 相似文献
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为解决目前池式研究堆周期保护放大器抗干扰能力差的问题,提出了基于数字信号信息处理的周期测量新方法,分析了数值运算的优越性,并用实验验证了该方法的可行性和有效性。 相似文献
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