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为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。 相似文献
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为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。 相似文献
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商用核电站的大规模建造和并网,缓解了我国电力供应和环境污染等问题,但很难满足孤立岛屿、小型基地、航天推进等潜在的应用环境。因此,须发展不同功率范围的小型化、可移动式核反应堆系统,以适应未来电力市场和动力装置对核能的需求。考虑到球床堆具有出口温度高、安全性好等特点,设计了一个基于闭式布雷顿循环、热功率为5 MW的核反应堆系统,给出了总体设计参数和反应堆部分的物理、热工特性。结果表明,该系统的能量转换效率约为35.2%,可达到6.14kg/kWe的比重量。反应堆寿期初和寿期末的剩余反应性分别为4.88$和2.28$,满足10a设计寿命的燃耗要求。反应堆进、出口温度分别为868.7K和1 295.8K,额定功率下燃料最高温度为1 576K,低于设计温度限值1 600K。 相似文献
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火星表面核反应堆电源方案研究 总被引:2,自引:1,他引:1
火星作为地球的近邻,一直是人类进行深空探测和开发的首选目标。登陆火星、建立火星基地并开发利用火星资源首先需解决电力供给问题,核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点,是火星基地及其他深空探测任务的理想能源。通过分析目前可用于火星基地的能源情况,针对性地提出了40 kWe火星表面核反应堆电源的总体方案,并从物理、安全、屏蔽、热工以及结构方面对电源方案进行了分析和论证。结果表明:该电源方案合理可行,能满足安全和寿期要求。 相似文献
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安全可靠的能源供给是无人水下潜航器(UUV)发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆(NUSTER-100)小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。 相似文献
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核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统(CVR1.0)的重要组成。 相似文献
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针对海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析程序缺乏的现状,以一回路失水事故(LOCA)下反应堆舱压力响应为评价基准,基于安全壳现象识别与排序表(PIRT)分析方法,通过开展LOCA下反应堆舱热工水力现象识别、现象分级研究,建立了反应堆舱PIRT。通过开展GOTHIC程序模型验证矩阵与PIRT的匹配性分析,确认GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析领域的适用性。本文分析方法对其他安全分析程序在核电等领域的跨领域适用性评估具有一定参考价值。 相似文献
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华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。 相似文献
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球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。 相似文献
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燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明:相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。 相似文献