铀溶液临界装置抗震分析

铀溶液临界装置充装大量液体,抗震分析采用简捷有效的附加质量法处理液动压力的关键问题.容器高架夹套、质量分布上重下轻以及连接松脱的结构特点导致系统抗震能力较差.对此,通过对交叉加固和平板约束方案的对比分析,最终采用在装置上部增加约束的方法极大提高了系统抗震能力,使装置抗震性能满足了有关要求,并为设计提供了可行的结构优化方案.     

约旦次临界装置物理设计

次临界装置安全、简单、操作方便,能完成大量的物理实验,适用于教学、培训和实验研究,但其具有不同于临界装置的特点。按照中-约次临界装置合同要求,针对该装置具体特点和实验研究需要进行了物理设计,确定了该装置主要物理参数,如优化的燃料棒尺寸、最佳慢化栅距、优化的堆芯布置方案等。在约旦科技大学完成的实验表明,设计结果与装置实际状况吻合良好。     

核反应堆贮液容器的抗震分析

贮液容器的抗震计算一直是核设备抗震分析中的一个难点,这主要是由于容器内的液体在地震动的作用下会产生很大的动液压力,这种动液压力可能成为容器应力的主要来源。对于这类结构－液体耦合振动问题,以往人们是通过理论分析得到一些简化计算的结果,但不能满足设计上的需要;近年来发展成熟的有限元技术对于结构应力计算十分有效,但对于流固耦合问题,目前尚未成熟。本文介绍了一种针对结构－液体耦合振动问题的实用算法,它是将动液压力的理论分析与结构的有限元数值计算结合起来,为贮液容器的抗震计算提供了一条新的思路。     

ADS次临界实验装置设计方案验证

根据设计要求．使用MCNP／4C程序计算了多种次临界反应堆均匀化堆芯布置方案的临界问题。确保keff在0．92～1．00之间。为加速器驱动的洁净核能系统(ADS：Accelerator Driven system)的次临界实验装置设计提供了初步数据。     

中放废液收集槽抗震分析

中放废液收集槽是大型立式储液容器。为考虑容器内液体的晃动效应,引入三维的质量-弹簧模型,用响应谱分析的方法研究模型在地震作用下的响应。结果表明,把质量-弹簧模型引入到三维模型中是有效的方法;结构的最大应力出现在容器与支腿交界处。     

18-5临界装置厂房楼层响应谱计算研究

根据18-5临界装置某机柜抗震试验分析的要求,利用ANSYS大型通用有限元程序,建立临界装置厂房结构的有限元模型。在其地基处输入给定的位移时程,对结构进行动力分析,计算得到厂房结构中机柜位置处的位移时程、加速度时程等力学量。用该关键位置处的加速度时程计算其相应的加速度响应谱,分别给出了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)作用下该厂房标高3.50 m主控制室位置处阻尼比为2%、4%、5%和7%的楼层响应谱。     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

液态重金属冷却剂晃动响应特性研究

铅基堆采用液态重金属冷却剂并具有池式布局的特点,与传统压水堆中冷却剂密度低、回路式布局相比,地震载荷作用下重金属冷却剂晃动对反应堆容器和堆内结构产生的冲击和振动模式显著不同。本文基于双向流固耦合的有限元方法,开展液态重金属反应堆的载液堆本体的地震响应分析,研究冷却剂类型、支撑形式和高径比等因素对堆容器内冷却剂晃动效应的影响。计算结果表明:液态重金属相对轻质冷却剂,其地震响应非等比增加,流体动力粘度对大尺寸反应堆的流固耦合作用不显著;不同支撑方式在支撑处有应力集中,整体表现为梁式振型对支撑方式不敏感;不同充液比激发的振动模态类似,充液比越小,最大应力强度点越往底封头集中。这些结果可为液态重金属反应堆的结构安全设计提供参数化依据。     

核电站1E级设备的抗震鉴定试验

在简略介绍了地震载荷特性之后,着重说明了模拟地震环境时要注意的一些问题。对地震荷载、持续时间、试验方向以及 OBE 和 SSE 试验要求等问题作了较详细的说明;最后,给出了试验实例.     

堆本体抗震试验动力相似关系推导与验证

为确保堆本体抗震试验中流体对流效应、脉冲效应和堆本体结构响应的准确性,需保证重力、流体与固体惯性力、结构弹性力和结构应变的相似性。本文从固体结构的振动方程、不可压牛顿流体的动力学方程、流固交界面的边界条件和环形柱体域内液体线性晃动的动力学公式出发,基于控制方程的量纲分析法,推导了考虑液体晃动效应的堆本体地震响应动力相似关系。基于上述相似关系建立了堆容器堆内构件和堆容器内自由液面流体域的缩尺模型,通过有限体积法分析堆容器堆内构件原型和缩尺模型中液体的晃动固有频率、晃动波高、压力以及液体晃动对堆容器支承裙的倾覆力矩。结果表明本文动力相似关系具有合理性和准确性,可用于堆本体缩尺模型的抗震试验研究。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

次临界能源堆物理性能初步分析

次临界能源堆（SER）是由托卡马克聚变源驱动的聚变裂变混合堆。SER以天然铀为燃料、水为冷却剂,主要目标是生产电能。本工作建立了次临界能源堆环形圆柱模型,利用蒙特卡罗输运和燃耗计算程序,比较了燃料区不同构型对k_eff、M、TBR和燃料增殖比等参数的影响,针对均匀模型进行中子源效率与聚变源强、功率分布与能谱、初步燃耗、寿期末停堆衰变热和卸载燃料放射性等物理性能分析。计算结果表明,该模型能满足能量倍增大于6、氚自持、较长时间不换料等设计目标。研究结果为下一步开展SER安全分析提供了基础。     

Z-Pinch驱动的次临界包层的初步热工分析

Z-Pinch产生高能脉冲中子驱动以压水堆乏燃料或天然铀为燃料的次临界包层,以能源输出为主要目标,是实现能源可持续发展的可行途径.本文通过理论计算,分析了次临界包层在连续中子脉冲作用下的材料温度和输出功率随时间的变化规律.结果表明,通过合理的设计可以使材料温度在可接受的范围内波动,系统输出功率在时间轴上可以得到稳定.     

聚变驱动的次临界系统嬗变MA的研究

一种嬗变次锕系核素(MA)的聚变驱动次临界包层的概念设计被提出。利用MCNP+ORIGEN2对次临界嬗变包层的能量放大倍数(M)、氚增殖比(TBR)、第一壁负载等中子学参数进行了分析。在保证这些参数满足设计要求的前提下,分析了两种不同的装载方案对MA嬗变能力的影响,最终MA的嬗变率能达24.3%,嬗变支持比为28。研究表明,该聚变驱动次临界嬗变包层能有效嬗变MA。     

比例试验台架中的储热分析

在模拟原型电站事故瞬态的整体性能试验台架中,金属结构的储热问题直接影响台架的模拟范围和试验结果。基于传热基本理论建立了3种储热分析方法,进而对缩比试验台架中的储热问题进行深入分析,并应用集总参数法和积分功率法对我国正在建造的ACME台架压力容器储热释放的瞬态过程和积分平均总能量进行分析和评价。结果表明：3种储热分析方法的相似要求是逐渐减少的;缩比试验台架设计中,在满足整体自然循环现象相似的前提下,储热释放过程不能保证严格的相似;ACME台架压力容器壁面的储热,在快速降压瞬态过程中的早期阶段很快被释放出来,不会对系统的长期行为产生较大影响,且储热积分平均总能量的比例失真在可接受范围内。     

超临界水实验回路热工水力分析

作为超临界水堆失水事故分析的关键现象,跨临界过程(即超临界水堆的压力从超临界状态降到次临界状态22.1 MPa以下)受到国内外的关注。上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(SWAMUP)计划对这一泄压过程进行实验研究。为确保该实验装置在实验过程中的安全性能,采用系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行预计算分析,主要针对该系统在泄压跨临界过程中的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、加热棒壁面温度等展开计算,并讨论一些重要参数如泄压速度、加热棒加热功率等对计算结果的影响。计算结果表明,修改后的ATHLET-SC程序可模拟跨临界瞬态过程,在实验过程中,加热棒壁面温度不会超过设计上限温度,然而,回路中换热器的内外最高压差将会达6 MPa,这一点需在实验中特别考虑。     

次临界能源堆全厂断电事故研究

针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。     

Preliminary Analysis of Advanced Equilibrium Configuration for the Fusion-Driven Subcritical System

The Fusion-Driven Subcritical System (FDS) is a subcritical nuclear energy system drived by fusion neutron source. In this paper, an advanced plasma configuration for FDS system has been proposed, which aims at high beta, high bootstrap current and good confinement. A fixed-boundary equilibrium code has been used to obtain ideal equilibrium configuration. In order to determine the feasibility of FDS operation, a two-dimensional time-dependent free boundary simulation code has been adopted to simulate time-scale evolution of plasma current profile and boundary position. By analyses, the Reversed Shear mode as the most attractive one has been recommended for the FDS equilibrium configuration design.