小型模块化反应堆发展趋势及前景

大型核电厂前期投入高、建造时间长、选址要求高,对核能发展产生限制。结合我国的基本情况,从小堆的发展现状、现有类型出发,对小堆的发展前景和趋势进行分析。小型反应堆具有体积小,功率比大,适应性好等特点,可以很好的弥补以上核电厂缺点,且适应领域广泛,发展方向众多,未来有重要应用。

论中国发展内陆核电的必要性

在福岛核事故之后,世界核电发展进入了低谷,尤其对核电安全性展开激烈的讨论。中国核电布局基本上处于沿海,而福岛事故使人们对内陆核电发展的必要性、安全性引发思考。通过从中国核电标准和技术,以及之前核电选址的地理位置、环境问题、经济发展展开讨论,认为内陆核电的建设是能源结构布局的要求,也是经济发展的关键。在保障内陆核电安全的前提下,中国发展内陆核电是必要与紧迫的。

AP1000非能动余热排出系统共因失效研究

采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为2.008×10^(-4)。对比可知,PRHRS的失效模式在是否考虑CCF时是不同的,且考虑CCF时PRHRS的失效概率比不考虑CCF时大2个数量级。PRHRS失效不考虑CCF时,热交换器泄漏和安全壳内置换料水箱(IRWST)水箱失效对整个PRHRS影响最大;考虑CCF后,气动阀CCF成为PRHRS失效的主要影响因素。

给水扰动下CSR1000堆芯水流量特性研究

以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,通过程序计算的方法研究了给水流量扰动对反应堆堆芯水流量的影响。研究结果表明,给水流量5%阶跃下降后,第一、二流程冷却剂流量均有下降,反应堆功率下降;给水流量下降会带来多普勒反馈变化,这种变化会引入负反应性。在多普勒反馈中,寿期初变化比寿期末变化小。

我国内陆核电站五个问题的研究

通过对我国内陆核电站面临主要问题进行分析,结合国内外核电站建设实际情况,从内陆核电厂选址、核废燃料处理、辐射剂量、安全监管及核电站服役周期等方面研究。内陆核电站建设是未来解决内陆能源紧缺的一种途径,但是面临着核废料处理困难、反应堆服役周期长短及人口密度大等问题,切不可照抄照搬。而需要结合我国实际的环境、技术人才、监管制度及人口分布情况,来制定我国内陆核电发展的方案。

核电缆发展分析研究

核电缆对核电厂高效、安全、稳定运行有着重要影响。结合我国核电缆基本情况,从核电缆的发展历程、现有类型出发,对核电缆的材料、标准、安全特性及发展前景进行分析。分析表明,核电缆除了应具有常规电缆具备的电气、机械物理、燃烧阻燃、无卤低烟等性能外,还应满足核环境下的耐腐蚀、耐高温、抗震等标准及安全性能。此外,随着内陆新型核电站及海上核电站的发展,需加强对新型核电缆的研究开发,增强我国在核电缆方面的国际化产品竞争力。

基于遗传BP神经网络的超临界水自然循环稳态流量研究

利用遗传BP神经网络建立超临界水自然循环稳态流量预测模型,采用平均影响值(MIV)的概念进行参数敏感度分析。研究结果表明,遗传BP网络可以很好的预测超临界水自然循环稳态流量值,误差落在了±10%范围内。在所选的参数范围内,入口温度增大,稳态流量减小,提高试验段高度或减小加热段长度、出入口阻力系数可以使自然循环流量增加,其重要度排序为入口温度、试验段高度、入口阻力系数、出口阻力系数、加热段长度,且入口阻力系数、出口阻力系数、加热段长度影响基本对等。

大爱无声,苦难无言

作者从＂爱之声＂和＂苦之言＂两个层面,阐述了对于＂青铜葵花＂那个时代人们心里所想和大脑所思,以及对这本书的认识：大爱无声、苦难无言。苦与爱是并存的,因为人们在痛苦中能慰藉对方,共度难关。对于现在,我们应当敢于正视痛苦,感谢痛苦。大爱固然值得赞颂,痛苦也值得称颂。

蒸汽传热管破裂事故中颗粒物喷射的数值模拟

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗粒物喷射过程进行模拟研究。对连续相采取k-ε模型预测湍流变化,多相流模型选择混合模型,对颗粒相采取DPM(Discrete Particle Model)模型跟踪颗粒运动轨迹。研究发现,破口附近是高速场和高温度场,而在破口上方,温度场和速度场逐渐恢复均匀性;在破口上方附近存在回流现象;破口附近颗粒随着流场运动对二次侧管壁产生冲击,破口附近壁面所受到的冲击最严重;在破口上方及背离破口的管道附近存在颗粒物聚集现象,可能导致传热恶化;随着高度的增加,破口的影响开始扩散。

燃料棒径向温度场稳态计算分析

燃料棒是反应堆的核心部件,其内部温度场分布大都通过数值计算获得。以燃料棒为研究对象,以燃料棒中心为起点,在径向上划分足够多的环形区域,建立几何模型,依据几何模型建立堆芯稳态物理模型,通过编程进行数值计算来获得燃料元件的径向稳态温度场。以次临界堆MYRRHA的燃料棒为研究对象,研究结果表明该方法能较准确的表征燃料元件径向稳态温度场的情况,是一种简单有效的建模分析方法。可见,该模型可以为燃料元件径向稳态温度场计算提供合理的依据。

非能动安全壳热量导出系统GOTHIC模拟方法

为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置、下降段管径和汽水分离器等关键部件参数的影响进行了分析。结果表明:基于GOTHIC 3D模型的非能动安全壳热量导出系统模拟方法能够模拟出温度分层、闪蒸和自然循环流动不稳定性等现象,其计算结果与试验值的偏差均在±10%以内。本文建立的模拟方法能够用于非能动安全壳热量导出系统的分析,可作为其设计的辅助分析方法。

3S离合器装机方案经济性分析

以国内某电厂三期扩建2×350MW等级汽轮机发电机组的方案为例,拟在热电联产工程背凝式机组进行3S离合器的应用,分析了拟采用方案的经济性,说明了3S离合器连接高中压缸和低压缸的技术方案。通过计算说明,用该方案,将可提高主机的热效率,并降低机组的煤耗。

空间反应堆反应性事故分析

空间反应堆具有寿命长、功率大、体积小等优点,可以满足太空探索的需要。本文以TOPAZ-Ⅱ空间反应堆为研究对象,建立堆芯中子点堆动力学模型、堆芯热工模型以及堆芯反应性模型,通过编程计算得到堆芯满功率稳态下慢化剂温度和燃料温度。采用全隐式向后差分法求解动态方程组,并以堆芯稳态计算为基础,计算TOPAZ-II空间反应堆堆芯控制鼓转角变化时堆芯功率、慢化剂平均温度、燃料平均温度及反应性。计算结果表明随转鼓的角度发生变化的值越大时,反应性的变化趋势、堆芯热功率产生的波动、慢化剂的平均温度减小的速度和燃料的平均温度减小趋势越大,但一段时间后都能维持在某一稳定值,表明堆芯具有较好的安全性。

熔盐实验堆稳态运行模式研究

液态熔盐堆稳态运行方案影响反应堆运行安全,可以为反应堆运行控制提供指导。以熔盐实验堆MSRE为研究对象,采用能量守恒原理和集总参数法建立熔盐实验堆稳态模型,主要包括堆芯稳态模型、热交换器稳态模型、散热器稳态模型。依据系统稳态模型,编制程序开展计算,在散热器空气进口温度恒定为38℃时,计算两种稳态运行工况:(1)堆芯功率10MW,散热器空气出口温度恒定;(2)堆芯燃料盐出口温度和散热器空气质量流量恒定工况下两种稳态运行方案。计算结果表明,各参数的误差均在允许的范围内。可见,采用集总参数法建立的数学模型开展反应堆稳态运行方案研究具有可行性。

钛合金激光修复过程中缺陷的成因及对策研究

钛合金激光修复是以激光熔覆和快速成形技术为基础,以修复破损零件为目的的技术。钛合金激光修复技术近年来发展迅速,但是该技术目前处于发展阶段,修复过程中还存在某些缺陷,如裂纹及开裂,成分不均匀和气孔等,有必要研究这些缺陷的成因并提出相应的解决办法。

给水扰动下超临界水堆堆芯温度特性研究

以超临界水堆为研究对象,计算研究了给水扰动对反应堆堆芯温度的影响。研究结果表明,给水流量5%阶跃下降后,第一流程最高包壳温度与第二流程最高包壳温度均有上升,主蒸汽温度上升;给水温度上升会带来多普勒反馈变化,这种变化会引入负反应性。在多普勒反馈中,寿期初变化比寿期末变化小。

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.

“华龙一号”安全壳热工水力分析技术研究

“华龙一号”是我国自主研发的三代压水堆核电创新成果。“华龙一号”技术采用三大非能动设计,其中,非能动安全壳热量导出系统(PCS)对我国三代核电技术及核电产业的发展具有非常重要的意义。随着技术的发展和几次重大的国际核事件的发生。