法国安全分析程序的转机开发与应用

在秦山核电二期工程的设计过程中,从法国引进了全套的安全分析程序,包括LOCA分析程序包、水力载荷分析程序包、安全壳瞬态分析程序及其它安全分析程序.本文就引进程序的转机开发进行了介绍,包括程序的修改、验证及应用研究.这些程序已全部用于秦山二期的设计之中,其设计结果已通过了国家核安全局的审评.应用结果表明,这些程序也可用于我国新核电站的设计中.     

ARM计算环境下堆芯程序的移植

为了论证国产芯片在堆芯数值计算领域的可行性,对多个堆芯程序在飞腾处理器的A RM通用计算环境中进行了移植,涉及堆芯燃料管理软件的扩散原型程序NACK-R、子通道分析程序CORT H、特征线输运程序OpenMOC和堆芯组件程序KYLIN2.移植过程在ARM计算环境中通过合理的程序代码修订,去除对商业函数库的依赖,且在移植...     

大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程：SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO₂的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO₂的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO₂线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO₂线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型研究——物理模型

针对现有纳米流体临界热流密度（CHF）模型存在的不足,基于气泡力平衡分析方法,考虑接触角和毛细现象带来的影响,构建了针对氧化铝纳米流体CHF的机理模型。结果表明:模型可模拟CHF随纳米流体浓度（c_NF）变化的规律,随着c_NF增加,CHF开始增加;但增加至某一浓度之后,CHF不再增加而维持恒定值;模型表明CHF与纳米微粒直径（d₀）无关,这与已有实验结果吻合;随着接触角或倾斜角增加,模型计算得到的CHF减小。      

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型.冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了GAiello(2009)发展的液膜蒸发模型.试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性.     

稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。     

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统功率质量比影响因素初步探索

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。     

蒸汽发生器隔板和传热管束的水力学载荷分析

蒸汽发生器（ＳＧ）隔板和传热管束的水力学载荷分析ＳＧ隔板和传热管设计的基础,本文介绍了采用法国,ＡＴＨＩＳ和ＦＯＲＣＥＴ程序以及大亚湾核电站输入数据,对秦山二期ＳＧ在ＬＯＣＡ事故时隔板所受的最大压力和传热管束所受的最大水平载荷进行的建模和分析计算,并将计算结果与法马通过的计算结果进行了比较,比较结果表明,两者符合较好,对秦山二期ＳＧ而言其隔板设计的最大压差为８．０ＭＰａ,传热管束设计的最大水平力为