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介绍了秦山二期工程燃料组件在LOCA和SSE同时发生的情况下,燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。 相似文献
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采用RELAP5/MOD3热工水力瞬态分析程序,对4×4燃料组件考验装置(以下简称考验装置)小破口失水事故进行了分析计算,预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为(选取当量直径为φ4mm小破口)。分析结果表明:在发生当量直径为φ4mm的小破口失水事故下,考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全,且不会危及高通量反应堆。 相似文献
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本文对我国应用燃料元件程序作了简要历史回顾,并在介绍国外燃料元件程序近年来发展情况和与国外专家交流的基础上,提出了对我国当前使用的燃料元件程序进行更新和发展的具体意见,以与同行专家商榷。 相似文献
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针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。 相似文献
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在策4类事故工况(SSE和LOCA)下的压水堆燃料组件横向强度的验证中、格架受到的撞击力通常是最受限制的。本文的目的是讨论和说明格架的模型、设计基准载荷和相应的强度准则。简短地回顾了组件排模型、强调了撞击时两种刚度的定义:通过格架进行动量传递的外刚度和从组件或到组件进行动量传递的内刚度:由实验支持的计算证实,由于几个组件间同时发生撞击、作用在一个格架上的最大撞击力主要来自于通过格架的动量传递,即来自于它相对两个面的压力:因此,相应于一个受外部载荷的格架情况下,设计基准载荷和强度准则以及相关的外刚度都应该被包含在该模型中。本文陈述了确定格架屈曲极限和刚度的实验条件和方法,还分析了内刚度,表明内刚度关系到组件在撞击时的动态特性及其模型。所介绍的内容对事故分析中的主要问题给出了清楚的描述和说明。 相似文献
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铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件 Ansys Fluent 分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。 相似文献
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本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO2-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明:在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO2-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加235U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的kinf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。 相似文献
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本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。 相似文献
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高通量工程试验堆(HFETR)的燃料组件采用了多层环形窄缝流道的设计来提高换热能力。然而,需要注意的是窄缝流道发生堵流的可能性较高。本文基于RELAP5程序建立了HFETR燃料组件模型,经过计算值与试验值的对比验证,结果表明该模型合理准确。基于该模型研究了堵流事故工况下热盒燃料组件的瞬态特性及其影响因素。结果表明:①当堵流比大于0.5时,随着堵流比的增加,燃料包壳与芯体峰值温度显著上升;②即使单个流道发生全部堵流,由于周围流道的冷却,燃料包壳峰值温度最大值只有218.6℃,能够保证燃料包壳的完整性;③单个流道全部堵流事故工况初期流量等参数波动较大,而在事故发生15 s后燃料组件主要参数基本稳定。 相似文献
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乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型研究 总被引:1,自引:0,他引:1
乏燃料容器在运输过程中会受到不可抗力因素的影响而导致燃料组件和运输容器受损,放射性核素逐渐从燃料组件到运输容器内腔再泄漏到外部环境。本文选取大亚湾乏燃料干式贮存库到甘肃四○四厂乏燃料后处理厂之间的道路运输场景作为研究案例,考虑了有无树木、建筑壁面及不同泄漏源高度等情况,引入放射性衰变因子、动量源损失因子,提出一种基于计算流体力学(CFD)方法的乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型。该模型对示踪气体在空街峡谷建筑壁面的浓度模拟结果与Jeanjean APR等人的模拟结果吻合较好,从而初步验证了模型的正确性。计算结果表明,修正后的模型能较好地描述乏燃料公路运输事故条件下的放射性核素的分布,并发现建筑物之间的树木会对湍流漩涡有减弱作用,且泄漏源与树木、建筑物的相对高度对后果评价影响较大,从而为核事故后处理提供更准确的信息。 相似文献
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为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:①低流量工况下,搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能,设计上应合理考虑搅混格架间距;② 燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显,设计上在此区域应简化布置;③ SMR在正常运行与事故工况下,燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣,在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能,提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。 相似文献
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对200MW低温核供热堆的控制棒及其相关部件(包括燃料组件等)试验模型进行抗震分析,包括有限元模型的简化、建立模型、模态分析、响应谱分析及时程响应分析等。通过分析得到结构的基频以及不同因素对基频的影响;根据频谱响应分析和时程分析的结果,得到结构受到地震载荷冲击时的最大位移响应和加速度响应。 相似文献