海洋核动力平台一回路摇摆状态下自然循环能力研究

针对海洋核动力平台的结构和运行特点,建立了一回路流量瞬态分析计算模型,开发了海洋核动力平台自然循环计算程序。该程序可计算核动力平台横向摇摆对自然循环的影响。计算结果显示,摇摆状态将对自然循环产生不利影响,45°横向摇摆将使自然循环流量下降约5%,对于一回路的布置,提高蒸汽发生器的设备高度和减小泵的阻力系数能有效降低自然循环状态下堆芯温度和提高自然循环流量。     

核动力装置强迫循环与自然循环过渡过程特性研究

针对某型压水堆核动力装置,建立反应堆及一回路系统强迫循环与自然循环的计算分析模型,并与试验值进行比较,验证了建立的模型计算精度高,满足工程分析的要求.利用建立的数学模型,对自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算,结果表明:强迫循环向自然循环转换过程中冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率变化与周期变化幅度较大.     

一体化压水堆强迫循环转自然循环过渡过程特性分析

针对一体化压水堆核动力装置,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦合模型,研制相应的计算程序。对一体化核动力装置强迫循环向自然循环转换过程进行仿真模拟。在过渡过程中,一体化压水堆核动力装置反应堆功率变化幅度较大,冷却剂流量的变化对一回路温度影响较大。     

基于ESD的船用核动力装置一回路系统失水事故的事件序列

针对船用核动力装置事故分析的特点,从核动力装置运行安全的角度出发,采用基于事件序列图(ESD)和运行安全分析的联合分析方法,建立船用堆一回路系统失水事故的ESD模型。分析研究事故的演变过程和后果,获得完整的事件序列。     

起伏对强制循环和自然循环的影响

建立了起伏影响核动力装置一回路自然循环能力的数学模型。计算比较了起伏对强制循环和自然循环的不同影响。结果表明：起伏对强制循环下一回路冷却剂的流量和反应堆输出功率的影响较小，而对自然循环能力的影响很大。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

压水堆—回路用不锈钢钴含量的分析探讨

本文推导了一套反应堆冷却剂腐蚀产物比活性的计算公式,进行了计算分析,验证了国外有关参考数据;并在此基础上提出“一般压水型核动力装置中堆内部件不锈钢的钻含量最好小于0.02%;堆外一回路不锈钢部件的钴含量可以不加特殊限制要求”的观点。这种观点的成立,将可能在满足辐射安全要求的前提下降低堆外一回路不锈钢部件的建造成本(对每一中小型装置来说,可节省3—20万元),并可简化生产工艺。     

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较高璞珍庞凤阁刘殊一彭敏俊（哈尔滨工程大学）（哈尔滨第７０３研究所）关键词倾斜一回路强迫循环自然循环１引言所研究的强迫循环和自然循环是针对核船压水堆（ＰＷＲ）一回路系统的。核动力舰船在海洋条件下航行，由于海浪作用会...     

自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响,并开展了相关数值模拟验证。结果表明,数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好;3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力,导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。      

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

国外核潜艇反应堆系统事故浅析

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。     

一种低温堆核电站的动态数学模型

针对研发的采用一体化布置、全功率自然循环的低温核反应堆电站,建立了一个可用于大功率运行范围控制系统仿真的动态数学模型.模型采用了六组缓发中子动态方程(考虑了慢化剂温度和燃料温度反应性负反馈)、集中参数的堆芯传热模型以及自然循环流动模型,重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响.仿真结果表明,模型能够正确反映低温堆核电站的主要动态特性,可用于电站控制系统仿真.     

低温堆上空腔破口失水后期的流动振荡实验研究

在５ＭＷ低温堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象,揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律,同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化,这些变化又反过来对各参数产生影响,使循环流量的传热情况发生周期性变化     

自然循环过渡过程实验的堆芯动态仿真模型

在自然循环过渡过程模拟实验中,真实地模拟反应堆堆芯及其控制系统是十分重要的。本文着重叙述了仿真堆芯的中子动力学模型和热工水力学模拟,并用ＲＥＴＲＡＮ程序的计算结果对模型及其相应程序进行了验证,获得了满意的结果。     

Experimental and computational investigation of a natural circulation system in Regional Energy Reactor-10 MWth

A small- and medium-sized nuclear reactor (SMR) has drawn attention because it is used for multi-purpose applications and the SMR has the virtue of being safer than a large-sized nuclear reactor. According to this tendency, the Regional Energy Research Institute for Next Generation (RERI) has been designing a Regional Energy Reactor-10 MW_th (REX-10). REX-10 is an integral type pressurized water reactor (PWR), and is designed to remove heat by natural circulation to improve safety. To investigate the natural circulation characteristics of REX-10, we designed a REX-10 Test Facility (RTF) using the scaling law and carried out experiments in two parameters: heater power and primary pressure. The experimental results have shown that the heater power is the most important parameter of the natural circulation behavior. On the other hand, the primary pressure does not show remarkable effect on natural circulation. In addition, MARS code simulation has been conducted to compare the experimental results and its results show good agreement with the experimental data. Finally, evaluation of the capability of natural circulation was conducted. The result of the evaluation shows that the RTF is sufficiently capable of removing the thermal power of this system.     

池式研究堆自然循环能力试验及数值模拟

自然循环能力是表征反应堆固有安全性能的重要参数,为了分析某池式研究堆非能动安全性,判断自然循环运行工况载热能力,针对堆芯结构特征开发了自然循环能力分析程序,完成了燃料元件出入口水温实测等验证试验。分析结果表明,堆芯自然循环流量计算结果与试验值符合良好,相对偏差小于1.6%;反应堆自然循环能力随堆池水温度升高而降低,当池水温度为40 ℃时,反应堆自然循环能力为710 kW,表明反应堆具有良好的非能动安全性。     

压水堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型,并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ,计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。     

Boiling water vessel reactors for nuclear district heating

The thermal and economic performance indices of a present-day low-capacity reactor facility with a boiling-water vessel reactor are presented. The operation of a reactor with natural coolant circulation is highly reliable in different operating regimes of a nuclear heat and power plant.