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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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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>本工作为国家科技重大专项资助项目。根据快堆三步走战略,在中国实验快堆(CEFR)建造完成后,要进行60万千瓦工业规模的示范快堆电站CFR600的研发,以进行工业规模的示范。示范快堆堆容器及堆内构件是国内首套自主化研发、设计的快堆大型设备,堆内构件涉及内容多,与其相连的相关系统有16个,堆容器上安装的设备有46台套,需实现主热冷却、辅助 相似文献
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钠冷快堆堆容器是一体化的池式结构,由众多堆内构件组成且结构复杂,堆芯到生物屏蔽外中子输运过程中各向异性明显且深穿透问题严重,大尺度范围下三维SN方法计算是制约快堆屏蔽设计的瓶颈。通过将三维SN程序与高性能计算技术相结合,采用并行计算方法可解决快堆堆本体内各向异性的三维深穿透屏蔽问题。本文以中国示范快堆(CFR600)堆本体为研究对象,采用JSNT-CFR程序详细计算了堆本体内的中子注量率、光子注量率、剂量率,并将计算结果与已有的二维程序设计结果进行比较。结果表明,将传统屏蔽计算方法与高性能计算相结合,能满足CFR600堆本体屏蔽计算精度要求,获得更为全面的三维展示效果,在计算模型复杂、粒子穿透深度等复杂问题的屏蔽计算上具有较明显的优势,为大型钠冷快堆屏蔽设计提供有力支撑。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2018,(0)
正全堆芯流量分配验证实验是示范快堆关键系统验证项目之一,实验包括单体实验和整体实验,旨在验证不同流量台阶之下示范快堆堆芯各类组件的流量分配满足设计要求,保证示范快堆堆芯的安全。1单体实验示范快堆堆芯包括燃料组件、Ⅰ类屏蔽组件、控制棒组件、不锈钢组件和碳化硼组件。需要通 相似文献
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快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>不锈钢组件位于示范快堆堆芯边缘,其作用是反射中子,减少中子的泄漏,从而提高中子的经济性。采用水工质,对示范快堆不锈钢组件进行水力特性试验研究,得出不锈钢组件水工质下的阻力特性,并通过相应的相似准则转化为钠工质下的阻力特性,为示范快堆堆芯热工水力设计提供反馈。水工质的试验结果示于图1a,转化后的钠工质结果示于图1b。通过试验可得出不锈钢组件的压降 相似文献
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在新一代反应堆控制棒驱动机构耐温等级提升后,为分析取消控制棒驱动机构强制通风系统是否可行,建立了基于单台控制棒驱动机构流场的计算模型,合理确定了求解方法和边界条件,并通过与试验结果进行拟合,进行了控制棒驱动机构群全尺寸模型的温场和速度场计算,得到基于自然对流的控制棒驱动机构温场效应。研究结果表明,通过自然对流可以将控制棒驱动机构运行产生的热量完全带出堆坑,不存在堆坑窝热情况,并且随着控制棒驱动机构群总输出功率的增加,堆顶区域的自然循环强度也增加,可以达到冷却控制棒驱动机构的效果。因此,耐温等级提升后的控制棒驱动机构可以取消强制通风。 相似文献
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The thermal hydraulic calculations of the 10 MW high temperature gas-cooled-test module (HTR-10) are among the most important indications to judge the reactor performance under design conditions. The power distribution, the temperature distribution and the flow distribution of the HTR-10 are calculated for initial and equilibrium core in this paper. The temperature distribution includes the temperature parameters of fuel elements, the helium coolant and the main components in the reactor. In the temperature calculation of fuel elements, several uncertain factors are considered carefully, including non-uniform burnup, power distribution deviation, manufacture deviation of fuel elements, graphite balls mixed with fuel balls in the core, calculation deviation of heat transfer and so on. In the flow distribution calculation, the conservative pebble bed core flow value is selected. The results show that the maximum fuel temperature is much lower than the limitation and the flow distribution can meet the cooling requirement in the reactor core. 相似文献
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我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上,与传统的冷管段安注不同,这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象,采用物理实验与数值分析结合的方法,对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现,不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式,直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础,结合数值计算验证,发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系,并进一步提出了安注流体分布计算模型,从而为反应堆安全设计提供参考。 相似文献
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为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。 相似文献
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The goal of the safety design for the demonstration fast breeder reactor is to ensure that the safety level is equivalent to or higher than that of the light water reactors of the same period. The design of the safety features such as reactor shutdown, decay heat removal and confinement systems is of importance to reach the goal. The reactor core is equipped with two independent fast shutdown systems, the primary system and the backup system. In addition, it is planned to strengthen the passive shutdown capability by using self- actuated systems such as a Curie point device for the backup system. The decay heat is removed from the core to the atmosphere through the safety lines of the direct reactor auxiliary cooling system which is composed of four independent lines. Furthermore, under the severe conditions that no active function of the decay heat removal system is available, the heat can be removed by natural convection through the safety lines by taking advantage of the high boiling temperature of sodium. For the confinement function, the reactor vessel is surrounded by a containment vessel and a confinement area.
The design concept of these safety features is described in this paper. 相似文献
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为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。 相似文献
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堆芯流量分配设计是自然循环反应堆堆芯结构优化的重点内容,对提升堆芯经济性和安全性具有重要意义。基于反应堆闭式并联多通道模型构建了局部最优流量分配计算模型,并对现有的流量分配方案进行分析,针对其局限性,提出了一种基于最佳时区的多目标综合评价法,可实现反应堆全寿期多目标流量分配优化计算;根据所提出的理论,结合TOPSIS综合评价法,以自然循环下最大输出功率、反应堆寿期内出口最大温差以及最大温差随时间变化标准偏差为属性值,开展小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER-100的堆芯流量分配方案优化研究。研究结果表明,基于运行时间为3182 d功率分布所得SPALLER-100反应堆堆芯流量分配方案最佳,与基于寿期初功率分布所得流量分配方案相比,所得方案堆芯出口最大温差降低30 K,堆芯出口最大温差随时间变化的标准偏差降低41%,反应堆自然循环最大输出功率提高2.35%。 相似文献
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中国先进研究堆矩形通道流场数值计算分析 总被引:1,自引:1,他引:0
通过SIMPLE数值方法,编制程序,对中国先进研究堆(CARR)全流道进行流场数值模拟.采用对CARR的单个冷却剂通道进行单相水的数值传热计算,并递增地改变流道入口流速,计算获得与入口流速对应的流道速度场与温度场分布,展现其变化规律,分析入口流速对流道热工水力参数分布的影响.采用所编制的程序,对板式燃料组件构成的窄矩形通道进行数值模拟,由此来确定热工水力设计需要的一些反应堆安全参数.这些安全参数为反应堆事故监测系统提供必要的热工过程状态信息,也为CARR提供必要的数据参考. 相似文献