压水堆运行中ΔT超温度/超功率保护分析

从核电站压水堆动力装置在运行中ΔT超温度 /超功率保护功能出发 ,介绍了压水堆ΔT超温度 /超功率保护系统 ,分析了确定极限限制线以及保护区的方法 ,并对此作出了评价 .     

舰船电力系统运行负荷估算方法研究

针对舰船电力系统的运行负荷估算常见算法的不足,提出了改进算法.改进算法用随机模型和回归模型描述舰船电力负荷,用回归模型描述的负荷采用回归算法,用随机模型描述的负荷采用逐步聚类法进行计算,并对获得随机负荷的计算参数提出了具体方法.通过对某船的计算和实测,进行了各算法的比较,验证了改进算法的可信性.     

核动力装置的(火用)分析

针对压水堆、沸水堆、气冷堆、钠冷堆核动力装置的实际过程,建立了最简单的热动力学模型.利用热力学第二定律建立的火用分析方法,对核动力装置中主要的热量传递、作功与受功过程的不可逆性进行了分析.文中以A型和B型电站压水堆核动力装置为实例进行的火用损失与火用效率的对比计算表明反应堆内裂变能从裂变碎片到燃料的传递过程是整个核动力力装置火用损失最大的地方,其次是堆内燃料元件导热过程,然后依次是汽轮机、蒸发器、冷凝器、管路、泵.而火用效率最低的地方是冷凝器,其次是汽轮机、堆内燃料元件、蒸发器.     

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.     

计算潜艇空调热负荷的传递函数法

通过对圆筒壁的导热微分方程进行拉氏变换 ,提出以传递函数为基础的空调动态负荷计算方法 ,推导出圆筒壁热力系统的动态数学模型 .根据此模型得出的潜艇空调热负荷动态计算结果比采用静态负荷计算法更准确 .     

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...     

反应堆时空动力学方程的解法研究

利用分离变量法导出了均匀圆柱形反应堆时空中子动力学方程的近似解析解,它满足反应堆运行现场所需的计算速度和精度要求,对舰船反应堆安全运行有重要意义.     

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。     

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。     

世界在役核潜艇优劣谈(下)

核动力攻击型潜艇美国“洛杉矶”级“洛杉矶”级攻击型核潜艇是目前美国核潜艇部队的绝对主力,多达50余艘。该级艇的特点是航速高、噪声相对较低,也就是说美国海军在这级艇上实现了高航速与低噪声的较好统一。“洛杉矶”级潜艇使用 S6G 压水堆,输出功率3.3万千瓦,水下最大航速达32节,有助于水下迅速占领有利阵位和追踪目标,并增加敌反潜的难度。S6G 压水堆可以采用自然循环进行巡航,因此降低了反应堆的机械噪声;艇上     

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.     

反应堆轴向功率不均匀系数快速算法

本文提出了用于反应堆运行现场安全校核的反应堆轴向功率不均匀系数的快速算法,导出了轴向功率不均匀系数的快速计算式。     

系统可靠性数字仿真在反应堆运行故障分析中的运用

探讨了系统可靠性数字仿真在反应堆运行故障分析中的运用。通过对反应堆一些运行故障进行系统可靠性数字仿真和仿真分析,将对核动力装置的实际运行。故障分析提供理论依据和指导作用。     

船用反应堆堆芯放射性核素总量计算

采用KORIGEN程序对船用堆的堆芯放射性核素总量进行了计算,并对连续满功率运行和实际变功率运行的计算结果进行了分析与比较,探讨了放射性核素总量随功率运行史的变化规律.     

有外中子源时点堆中子动力学方程组的精确解

采用去耦合法,在未作任何假定的条件下,导出了点堆中子动力方程组的精确解。此解可通用于反应堆启动,次临界、缓发超临界,一直到瞬发超临界。此解计算精度高,可用于要求计算精度较高的定量分析,计算工作量小,可用手算。对于反应堆现场运行监督性快速估计的计算,尤为适宜。     

反应性事故中的瞬发加热效应

本文考虑了反应性事故中的瞬发加热效应和各种反应性反馈效应,导出了用于分析各类反应性事故的热工水力方程,其结果适用于运行监督现场的快速计算。     

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     

有温度反馈时中子动力学方程的新解法

当引入大阶跃反应性时 ,应用去耦合法求解中子动力学方程 ,导出了堆功率新的响应表达式 .与老的表达式相比 ,该表达式的应用范围更广 ,适用于初始功率为任意值     

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。