船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制

基于船用反应堆结构特点与运行方式 ,通过对核电站大型机版堆芯物理计算软件的移植与修改 ,研制了微机版船用反应堆堆芯物理计算软件包 .可用于船用反应堆燃料组件参数及堆芯三维细网临界与燃耗的计算研究     

船用反应堆堆芯时空中子动力学仿真软件的研制

根据船用反应堆结构特点与运行方式,建立堆芯三维两群时空中子动力学仿真模型,研制了船用反应堆堆芯时空中子动力学仿真软件系统.利用软件系统进行堆芯物理计算,计算与验证结果表明,软件系统数学物理模型准确,可广泛应用于船用核动力装置模拟器的设计与研制.     

核动力装置热工水力运行分析程序中的堆芯物理模型

提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 ,又能满足运行实时性要求和运行监督所要求的计算精度     

全船断电叠加波动管失效事故分析

利用MELCOR程序建立了船用堆计算模型,通过模拟船用堆全船断电事故进程,分析了全船断电事故的热工水力及堆芯失效过程。建立了稳压器波动管蠕变失效模型,实现了MELCOR程序对稳压器波动管蠕变失效问题的计算分析。对波动管破口尺寸进行了敏感性分析,结果表明:破口尺寸越大,事故进程越快。全船断电事故舱底的熔穿及稳压器波动管的失效,给船用堆的抗沉性及船内人员健康带来潜在的危害。     

船用核动力装置给水减少事件分析与处置研究

从船用核动力装置蒸汽发生器给水减少事件出发,建立事件树分析模型,在保证核安全的前提下,以确保反应堆不停堆为约束条件,运用Relap5/Mod3程序对事件演变过程中的热工水力参数进行计算分析,筛选出在不同运行条件下处理该事件的最佳方案。分析结果表明,在反应堆低功率运行时,并不是所用的给水减少均会造成反应堆停堆,存在最佳的处理方案及相对较长的处置时间用以恢复反应堆及蒸汽发生器的正常运行状态。     

典型海洋条件下小型自然循环 反应堆流动特性研究

针对小型一体化自然循环反应堆在海洋环境中应用的问题,基于RELAP5/3.3程序构建了海洋条件分析模型,并通过摇摆实验对修改的程序进行了验证,利用修改的程序建立了反应堆系统热工水力模型,分析了横摇、纵摇和起伏运动对反应堆自然循环的影响。结果表明:主换热器的紧凑、对称布置设计降低了横摇的影响,而横摇与纵摇的影响一致,摇摆运动的短周期和大角度对自然循环影响显著;起伏运动对自然循环的影响更为严重,有可能导致堆芯出口温度饱和,威胁反应堆的运行安全。     

中核集团启动我国首座重水研究堆全堆芯卸料工作

11月25日,我国第一座重水研究性反应堆——101重水研究堆最终停闭,全堆芯卸料工作正式启动,这意味着曾经为中国核事业的发展立下卓越功勋的这座反应堆完成了其历史使命,进入退役前的准备阶段。全堆芯卸料就是采用机械装置将置于反应堆内部的核燃料组件一一吊出封存,整个卸料工作预计在年内完成。     

船用堆物理启动外推临界曲线优化研究

外推临界监督是反应堆物理启动过程中的重要安全保证,控制棒积分价值的非线性和反应堆内的中子泄漏都对外推的准确性有重要影响.针对这种情况提出了一种综合考虑控制棒价值与堆芯泄漏的外推方法,提高了外推的准确性.     

单个燃料元件热工水力三维数值模拟

针对在以往反应堆热工水力分析中采用一雏模型计算燃料元件径向传热及采用固定热流密度模拟包壳外壁热流量的情况,建立了运行条件下燃料元件及其周围冷却剂温度场和流场的三堆数值计算模型.考虑燃料元件功率的轴向分布和燃料芯块热传导率随温度的变化,运用标准k-e模型和壁面函数法模拟了冷却荆湍流流动和近壁区域粘性流动.经计算发现燃料芯...     

新型船用气体稳压器启动充气过程的建模及仿真研究

基于船用核动力一体化反应堆结构的需要,建立了新型船用气体稳压器启动充气过程的数学模型,并进行了仿真计算.计算结果表明,该模型能正确地描述该型稳压器实际的启动充气过程,满足工程设计及系统研究的需要.     

基于应急运行的核动力装置一回路小破口失水事故

针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义.选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响.结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以保证反应堆在一定时间内实现应急运行,并且在一定条件下通过降功率可以延长运行时间.     

船用堆核事故状态下源项特性及计算方法研究

对船用堆核事故状态下的源项特性进行了描述,并对源项估算的数学模型和计算方法进行了研究和探讨;提出了快速估算法,进行了比对计算;在计算过程中对一些不确定参数用核电站的值代替,并采取适当的缩放,简化了计算过程.计算结果表明这样处理是可靠的.     

钠冷快速中子增殖反应堆钠火研究综述

核电站是利用原子核裂变反应放出能量发电的装置,其核心是核反应堆。介绍了核电研究背景和钠冷快速中子增殖反应堆,指出钠冷快堆核电站的主要消防安全隐患是钠循环工艺的泄漏火灾,对国内外钠火研究现状进行了详细介绍,提出了钠火研究的主要内容及关键技术。     

一维热构件模型及其在船用核动力装置运行分析中的应用

建立了一维热构件模型 ,该模型具有广泛的适用性 ,可以模拟是否有内热源、不同几何形状及具有多种边界条件的热构件 .方程采用隐式有限差分法求解热传导方程 ,并将模型应用于核动力装置的运行分析中 .计算结果表明 ,本文所建立的一维热构件模型能逼真地描述一维热构件的温度场分布 ,计算精度高 .     

均匀裸堆单组扩散方程的普遍解及其分析

在现行核反应堆理论文献中,对有奇异源时中子扩散方程的解讨论甚少,本文对此作了补充,并给出普遍解公式。这对于深入了解有奇异源时堆的临界行为和中子通量的时空特性,以及堆在次临界启动时的物理性能,均具有重要的参考价值。     

一种新的一体化压水型反应堆──热管输热核反应堆构想

本文提出了热管输热核动力反应堆的构想,即用热管代替现今压水堆的一回路管道、主泵和稳压器,并对热管输热反应堆进行了原理分析,提出了工程应用可行性等急需研究的问题。     

一种压水堆负荷跟踪控制方法

为有效协调反应堆功率与需求负荷能量间的平衡,提高运行过程的安全性、机动性和经济性,当前普遍采用压水堆负荷琅踪运行模式.由于反应堆系统具有高度复杂、非线性、时变等特点,鲁通方法很难达到良好控制效果.通过合理简化,基于集总参数方法建立了压水堆负荷跟踪系统模型,并据此模型要求构造了优化目标函数,采用改进的二次寻优混沌算法对现...