RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究

目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采用高速摄像技术辅助,获取了双轴加载燃料元件包壳失效过程中的载荷、应变、破口情况等数据。研究结果表明,试验得出的包壳管残余应变比位于-0.1~0.5之间,符合堆内残余应变比范围。研究结果可为将来开展堆内试验储备技术和积累经验,为安全准则的建立及补充提供可参考的基础数据。

基于关联度理论的锆-4合金包壳堆外EDC试验参数研究

堆外EDC试验是一种能够精确控制各试验参数,模拟RIA工况下锆⁃4合金包壳失效的试验方法。通过试验数据验证的数值模拟计算,分析了柱塞压缩速率、轴向拉伸载荷、包壳管温度、包壳管氢含量等试验参数对包壳管轴向应变ε_(zz)、环向应变ε_(θθ)、包壳管残余应变双轴比ε_(zz)/ε_(θθ)的影响,利用关联度理论计算出以上试验参数对燃料元件PCMI失效影响的重要程度。结果表明:包壳管拉伸载荷、包壳管含氢量、包壳管温度对包壳管环向应力⁃应变曲线的影响明显,柱塞压缩速率对包壳管载荷达峰时间有显著影响。各参数对包壳管失效的影响按程度从大到小依次为轴向拉伸载荷、包壳管含氢量、包壳管温度、柱塞压缩速率。

小型模块化核反应堆技术安全性研究

小型先进模块化反应堆(SMR)是当今核能技术发展的热点领域。以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例,从安全法规要求、技术安全目标等方面分析,证明小堆拥有严格的安全法规,高于三代核电标准的技术安全目标,与不断加强防人因失误管理工作,显示小堆技术是安全的。

核供热堆安全性分析

利用核能供暖是解决北方大气污染的有效途径。国家已出台一系列核安全法规,并明确指出池式供热堆安全性高、技术成熟;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆,不会发生融堆事故。供热堆产生的各类气体、液体、固体受到严格限制,放射性水平低,不会对环境及公众健康造成影响。核安全文化的建设、贯彻,有助于系统稳定安全地运行。通过对法律法规、供热堆技术安全性、排放物安全性、核安全文化等进行分析,发现供热堆技术成熟、安全性高,可广泛推广。目前已有供热堆的事故模拟、试验等均可安全停堆,且不会对用户健康造成影响。

不同尺寸管道中细颗粒的沉积运动规律研究

研究不同尺寸管道中颗粒物的运动沉积情况,对于采用合理管道,以减少管道中的颗粒物具有重要价值。利用流体分析软件模拟不同尺寸管道内水介质中细颗粒物的沉积运动规律,得出管道尺寸对细颗粒物沉积运动的影响。结果表明:流体在管道中流动的过程中,壁面附近的流体流速低于管道内部流体流速,壁面附近的压力高于管道内部;流体在管道运动过程中,逐渐发展完全,压力与流速在后半段趋于稳定。在管道直径一定的情况下,颗粒物沉积率随管道长度增大而增大;在管道长度一定的情况下,颗粒物沉积率随管道直径增大而减小;当管道长度较短且管道直径较大时,颗粒物沉积现象不明显;当管道管径同时变化时,对颗粒物沉积产生综合影响,变化规律非线性。

核电厂一回路典型核素探测效率标定方法研究

核电厂一回路典型放射性核素探测效率标定实验对核电厂最终一回路泄漏率的确定和海洋环境中放射性核素监测具有重要作用。将18F作为监测核电厂一回路压力边界的泄漏率的理想核素,采用实验与MCNP模拟两种方法完成了18F的探测效率标定,表明在一定区间内,随着18F源与探测器探头间距离平方倒数的增加,探测器对18F的探测效率逐渐增加。通过实验与模拟两种方法,证明18F的探测效率符合平方反比定律,实验结论成立。根据实验数据,得出18F的探测效率经验公式。

新型冠状病毒微粒的空气动力学特性研究

通过把新型冠状病毒作为一种微粒来研究,从湍流和热泳的角度计算和诠释病毒颗粒,得到病毒颗粒在人体气管内的运动沉积特性.即:正常的体温和较高的气温促使微粒不容易在气管沉积;较小的粒子更容易在气管沉积;较多呼吸量与气管沉积率关系不大.解释了不同条件下病毒颗粒的在人体内沉积的差异,指出病毒对成人和儿童在沉积作用下效果的一致性.从空气动力学的角度,得到其温度、时间、粒径、湿度、吸附等诸多特性,为研究病毒颗粒提供量化分析基础.明确高湿低温环境,冬春季节,城市热岛及山谷区域,病毒微粒具有更强效应,应为高危环境.

中国发展内陆核电的安全性研究

内陆核电站建设是我国未来解决内陆能源紧缺的一种重要途径,然而近年来严重核事故所造成的负面影响,使恐核心理成为了我国核电健康发展的重大阻碍。通过阐述美国内陆核电厂、法国内陆核电厂和中国内陆核电厂的发展运行概况,从厂址特征、放射性物质迁移、受纳水体与冷却水源和热阱安全四个方面,对我国内陆核电厂的安全性进行了分析。说明了内陆核电的发展有利于减少长距离电力传输的损耗,且在现有技术下,内陆核电可确保放射性物质不外泄,保证生态环境和公众安全。

抽注水中子能谱解谱结果对比研究

中子辐射场的能谱测量和能谱解析对于核物理实验和辐射防护起着非常重要的作用。通过分析能谱测量关系和响应函数模拟原理,利用UMG软件及其程序算法求解了取样海水中的中子能谱,得到两种程序的解谱曲线。通过比较,两个程序的解谱结果重合,且趋势走向与预置谱相吻合;在3~8 MeV能量区间内,计数率有轻微下降;三条趋势线在30 MeV以内计数率呈现结果较好,在30 MeV以上的能量区间,计数率基本趋于0,符合多球中子谱仪的能区测量范围特点。解谱结果符合要求,没有出现较大的解谱偏差。

池内过冷沸腾气泡行为及传热特性研究

在考虑传热表面固液接触机理的基础上,通过实验对池内过冷沸腾气泡行为及传热特性进行研究,揭示过冷池沸腾中热流密度和液体过冷度对气泡行为及传热的影响。结果表明:热流密度越大,气泡振荡得越剧烈,气泡尺寸也增加;过冷度越小,气泡尺寸显著增加,振荡幅度更大;气泡振荡幅度与频率的增加,尺寸的增加,会更易导致气泡的聚并与脱离,导致表面传热系数增加。

含颗粒物超临界水传热特性影响参数研究

研究含颗粒物超临界水的传热特性影响参数对超临界水堆的安全稳定运行有重要影响。利用CFX软件模拟含颗粒物超临界水在管道中流动运行,得到颗粒物浓度、质量流量、工作压力、加热功率对其传热特性的影响。结果表明:颗粒物的存在会使超临界水温度升高,壁面传热系数增大;壁面传热系数随质量流量增大而增大;壁面传热系数峰值随工作压力的增大而减小,随加热功率的增大而减小并提前。