熔盐堆主回路系统氙的动力学特性研究

基于Mathematica7.0为熔盐堆（MSR）主回路系统建立了一套含流动项及在线去除功能的氙（135Xe）的动态分布数值分析程序,针对2?MW MSR的一种设计方案,分析了不同流量、不同启停堆功率、不同在线去除效率情况下135Xe浓度随时间的动态变化特性。结果表明:相较于静态燃耗模型,流动燃耗模型的135Xe带来的负反应性要低约32.2%;额定流量下主回路系统135Xe浓度分布均匀,只有当主回路系统体积流量小于2.24 cm3·s-1时,流动效应才会对主回路系统内135Xe浓度分布有显著影响;当鼓泡系统的在线去除份额约为0.1%时可以使堆芯135Xe带来的负反应性降低至-38.3 pcm?（1 pcm =10-5）,其总的去除效率可以达到86.0%;不同功率水平瞬时停堆工况下,堆芯135Xe浓度单调下降,停堆约50 h后135Xe基本消失,相当于引入+254 pcm反应性,停堆过程无碘坑出现,停堆后再启堆过程不必担心碘坑启动的问题。135Xe去除效率对整个系统135Xe总量有一定影响,在去除份额从0.0001%~20%的变化范围内,135Xe的总活度与静态燃耗模型相比相应增加了0.67%~8.75%。      

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。     

一种小型熔盐堆的主回路放射性产物分析

为满足小区域供电需求,提出了一种热功率为100 MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计.该设计通过调整堆芯燃料初始装载量,使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1250 d,然后在寿期末进行燃料批处理.针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点,对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析.通过三维蒙特卡罗运输程...     

熔盐堆用冷冻阀的热-结构特性研究

反应堆安全是任何核能系统开发与设计的重要组成。冷冻阀是熔盐堆的核心技术之一,其热力学特性直接关系到熔盐堆核能系统的固有安全。本文旨在通过研究冷冻阀的热-结构特性并进行优化,探索可靠的安全设计,提高第四代核能系统的固有安全性,利用ANSYS软件建立了冷冻阀的三维有限元模型,对其关闭状态和开启过程进行了分析研究。结果表明:1)冷冻阀的扁平部位由于内部空间熔盐少,熔盐熔融和冻结容易控制,是实现开关功能和熔盐堆过热安全泄放的核心部位;2)获得了不同因素(如换热系数、加热功率、保温尺寸等)对冷冻阀在关闭状态与开启过程中的温度场及应力大小的影响规律,为冷冻阀的优化设计及安全运行管理提供了依据;3)由于初始模型中部分设计不合理(如保温尺寸和加热功率等),导致冷冻阀热应力过高,容易引起疲劳损伤,经分析优化和改进后,最大热应力明显减小,综合性能得到很大提高。     

熔盐堆除气系统中气泡分离器运行特性

设计3种结构参数的分离器,并以空气和水为工作介质,对气泡分离器进行测试,以期找到最佳的气泡分离器结构参数。采用可视化实验方法,利用高速摄像系统记录气泡的分离过程,分析叶片结构对分离过程的影响。结果表明,叶片进出口角度、叶片长度、叶片个数等参数变化均会影响气泡的分离过程;对于搅浑叶片的设计,出口与轴向夹角不应超过45°,搅浑叶片个数应该在5个以上且长度大于50 mm。     

钠冷快堆一回路主循环泵在厂外主辅电源切换工况下的运行特性研究

在厂外主辅电源切换时,为避免因一回路主循环泵（简称主泵）运行引起反应堆保护停堆或电机辅助绕组启动,对主泵惰转特性及转速控制进行分析,分别对快切和慢切工况下主泵的快速飞车启动和搜频飞车启动模式进行研究,给出了不同模式下主泵的最低转速预测模型,分析出了快切工况（断电1.5 s）下主泵最低转速为708.3 r/min,慢切工况（断电10 s）下最低转速为341.2 r/min。在主泵水台架上,用1.5 s和10 s断电试验来模拟厂外主辅电源快切和慢切工况,试验结果表明,快切工况下主泵最低转速为689r/min;慢切工况下主泵最低转速为346.7 r/min。最低转速预测值与试验值吻合较好,偏差小于3%。试验验证了主泵在主辅电源切换工况下的运行特性,可实现快切不导致反应堆保护停堆,慢切不导致辅助绕组启动,对反应堆安全运行具有指导意义。     

钍基熔盐堆回路管道蠕变疲劳分析和评定研究

钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力。本文采用PIPESTRESS软件对TMSR回路管道进行评定。分析结果表明:通过引入应力指数,对PIPESTRESS软件的计算结果进行处理,可以完成回路管道蠕变-疲劳分析的快速评定。在TMSR回路管道分析中,该方法省时省力,是一种更加实用和有效的方法。     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

实验快堆停堆后衰变热特性

一引言无论反应堆是计划内停堆,或是事故工况下的紧急停堆,正确估算停堆后裂变产物的衰变热,对冷却剂丧失事故的安全分析、热量导出系统的合理设计、燃烧过的燃料组件的运输和冷却,以及对全面掌握实验快堆的特性,都有重要的参考价值。计算停堆后的衰变热,一般有两种途径。一种是用停堆后的衰变热积分实验曲线,进行指数多项式符合,然后用符合公式进行计算,这种方法有一定的局限性。另一种是累计法,此法单独处理堆中数百种裂变产物中的每一种裂变产物的衰变热,然后相加求得反应堆总的衰变热。累计法计算的正确性主要依赖于裂变产物数据的正确性,这些数据包括裂变产物产额、半寿命、分支比、衰变方式、发射β     

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。     

冷源系统物理特性及热虹吸回路初步研究

冷源系统物理特性及热虹吸回路初步研究@沈峰@贾占礼@柯国土@袁履正     

核电厂主泵倒流工况转子动态特性分析与研究

为防止核电厂主泵在反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷作用下发生反转,在电机上设置了由恢复弹簧和液压缓冲器组成的棘爪式防倒转装置。根据防倒转装置的结构特点及其工作原理,建立了防倒转装置的理论模型和主泵转子的运动学方程,分析了主泵倒流工况转子运动的动态特性,得到了转子的速度-位移运动轨迹。结果表明,由于反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷小于防倒转装置的设计载荷,主泵转子在倒流工况下经历包含6个运动状态的往复运动后,转速逐渐降低直至停止,实现了防止主泵反转的功能。      

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

多样化非能动衰变热排出方法研究

事故情况下的衰变热排出是涉及核安全的重要方面.采用非能动方法来排出衰变热对于提高核反应堆的安全性非常有益.在目前一些先进反应堆中通过设置非能动余热排出系统、非能动安注系统、非能动安全壳冷却系统等安全子系统,形成多样化的从堆芯到最终热阱的非能动衰变热排出渠道.论文对多种非能动衰变热排出方法和系统设计方案进行了归纳总结,比较分析了这些非能动衰变热排出方法的共性特征和区别,探讨了非能动衰变热排出系统的设计原理.通过对传热过程分解,将这些衰变热排出方法表达为一些基本传热形式的不同组合方式,根据不同的组合可获得多样化的非能动衰变热排出方法和新的系统设计方案.     

大亚湾核电站正常运行工况下气载入射性流出物浓度计算

以高斯烟羽模型为基础对大亚湾核电站正常运行时所释放的放射性核素在大气中的扩散进行模拟计算。针对实际情形,计算中对模型进行了相关修正,采用了大亚湾核电站的实测气象数据,并选用airdos程序对2001年源于大亚湾核电站的气载放射性核素的年均浓度分布、大气扩散因子和部分核素的地面沉积率进行了计算。这些结果为了解大亚湾核电站对周围地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

基于偏离设计工况运行的稳态考验回路换热能力补偿措施分析研究

稳态高温高压回路的换热能力与辐照参数的匹配性对燃料组件辐照考验的可行性及安全性有着重要的影响。本文研究了在各工况下试验回路换热能力与燃料组件辐照考验热工参数的匹配性问题,并分析了不同换热能力补偿措施的适应性。研究结果表明,当试验回路的运行偏离设计工况,回路中一次水的流量及辐照装置出口温度与主换热器能够实现的最大一次水温降以及最大换热功率之间是存在严格的对应关系。装置出口温度升高以及调节二次水流量对提升主换热器的换热效果不明显,而采用更低温度的二次水可以部分提升换热器的功率。主换热器后端散热方式在总的换热功率能力上要较前端换热强。换热器并联的换热效果并非总是强于单台独立运行,在低流量运行时,设置两台换热器并将其串联是最有效解决换热能力不足的手段,针对换热器一次水入口温度330℃及250℃,两台换热器串联的总换热功率将比单台运行时分别平均提高68.7%和80.4%。本文的研究方法及相应的研究结果可以用于指导燃料组件的稳态回路辐照论证以及考验过程中的试验回路运行参数选择。     

池式研究堆衰变热计算与实验研究

采用量热法测量反应堆额定功率运行75.0 h停堆后45 h内的衰变热功率,拟合出归一化衰变热功率的经验关系式.与反应堆衰变热几种半经验公式和标准对比结果表明,实验结果在经验公式计算值范围内,并与EJ/T 745标准预测值符合较好.     

失水事故工况下主泵全特性数值分析

为研究核反应堆主冷却剂泵在失水事故工况下的全特性,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件(CFX)对核主泵全特性进行数值模拟计算,分析核反应堆主冷却剂泵的全特性曲线,并解释小流量出现驼峰现象的原因。结果表明:叶轮所受的扭矩主要来自于叶片所受的扭矩,前后盖板所受的扭矩对叶轮的影响很小。叶片所受的扭矩和轴向力的变化趋势和流量-扬程曲线变化规律有一定的相似性,三者之间可能有密切关系。     

CEFR非对称运行工况的研究

为研究中国实验快堆（CEFR）非对称运行工况,通过快堆系统安全分析程序OASIS及堆芯子通道分析程序COBRA对CEFR单环路运行时堆内的温度以及流量进行了计算。结果表明,CEFR在单环路运行,完好环路一、二次钠泵转速为500 r/min,且事故环路一次钠泵逆止阀开启时,堆芯最多开启在14%的功率水平,以确保反应堆处于安全状态。