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200MW核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验 总被引:1,自引:1,他引:0
实验研究承200MW核供热堆(NHR-200)水力实验回路(HRHTL-200)上完成,采用1:1的实验本体,模拟条件为几何形状和雷诺数相同,研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径(φ50-φ110)条件下,燃料组件,节流孔板,进、出口格板,棒束及出口段的流动阻力特性,研究结果可直接用于NHR-200的热工水力学设计 。 相似文献
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为提高低温供热堆的经济性,实现其供电、供气、海水淡化以及供暖的多用途目标,其主要热工参数须大幅提升。因此,提出一种新的低温供热堆堆型NHR-200Ⅱ,相比于NHR-200,其热工参数须大幅提升,同时又必须保持低温供热堆系统简化、固有安全性好的特性。为达到这一目标,沿用了低温供热堆一体化、全功率自然循环、自稳压以及非能动安全系统的设计特点,通过挖掘潜力、合理匹配系统参数来提高效率。对两种设计扩展工况的分析表明非能动安全系统的设计是有效的,反应堆堆芯不会发生裸露。本研究成果也可为其他小型水冷堆的设计提供借鉴。 相似文献
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压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。 相似文献
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AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。 相似文献
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ATHLET程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了进一步评估ATHLET程序对5MW低温堆(NHR-5)瞬态工况的模拟能力,建立了完整的NHR-5分析模型,在此基础上进行了5MW低温供热堆负荷跟随特性实验的计算模拟。并将结果与实验参数以及其它反应堆计算程序(RETRAN-02)的计算结果进行了比较。分析表明采用该程序的燃料元件表面过冷沸腾模型对计算结果有较大的影响。 相似文献
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《核科学与工程》2017,(6)
超临界水冷堆(SCWR)因具有较高的热效率和较强的经济竞争性等优势引起许多国家和地区的广泛关注。MOX燃料即普通燃料UO_2与PuO_2的混合陶瓷燃料替换UO_2会给SCWR堆芯安全带来一定的不确定性。因而MOX燃料组件的反应性控制与普通燃料有较大差异。论文采用MCNP5软件对SCWR采用传统核燃料与MOX燃料组件的控制棒控制性能进行了分析和对比,结果表明:MOX燃料组件中子能谱硬化,控制棒中硼(B)的丰度越大,控制棒直径越大,其控制效果越理想。控制棒对径向功率峰抑制效果明显,而对轴向功率分布影响较小。计算结果对压水堆新型MOX燃料组件控制棒设计有一定参考意义。 相似文献
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对典型的研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性进行了数值模拟研究,分析了在碰撞过程中燃料组件应力响应特性、燃料元件定位结构的承载特征以及填充缓冲材料对燃料组件碰撞的保护效果。研究发现:在碰撞过程中燃料元件端部附近有明显的应力集中现象,增加燃料元件端部包壳长度可避免应力集中对芯体产生影响;燃料元件端部定位结构承受的载荷显著大于中部,加强端部定位结构的强度可提升燃料组件承载能力;缓冲材料在碰撞过程中对燃料组件具有良好的吸能保护功能,同时能平缓碰撞中的动能变化以及碰撞后的结构振动。 相似文献