考虑土-结构动力相互作用的小型核反应堆楼层反应谱

小型核反应堆因其广泛的应用前景而成为研发热点。然而,小型核反应堆通常部分或完全埋入地下,这使得土-结构相互作用对其地震响应产生深远的影响。考虑土-结构动力相互作用可更为真实反映非基岩场地核电厂房在地震作用下的响应特性,进而有助于评估核电设备在地震作用下的安全性,对确保核电站系统的可靠性和安全性至关重要。采用数值模拟方法,选取了3个典型场地和1个代表性的小型核反应堆结构作为研究对象,探讨在不同结构埋深和不同楼层高度等条件下小型核反应堆的楼层反应谱特性。研究结果表明,考虑土-结构动力相互作用后,小型核反应堆楼层反应谱的峰值频率会向低频偏移。研究还发现场地土层的刚度对结构楼层反应谱的影响显著。考虑土-结构相互作用后,楼层反应谱随结构楼面高度减小,幅值在低频段有减小的趋势,在中高频段有先减小后增大的趋势。

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。

小型核反应堆供电在海洋工程领域的应用前景

阐述一种技术成熟度高的核能作为接力能源的可能性,重点介绍核能发电的基本原理和核堆型式的分类,分析小型核反应堆的安全性优势,并借鉴俄罗斯在建浮动式核电站的经验,剖析核能在海洋油气勘探开发领域应用的可能性,认为小型核反应堆供电在未来海洋石油工程领域的应用前景广阔。

小型核反应堆应急计划区的研究

适用于大型核反应堆的应急计划区划分方法不能完全适用于小型核反应堆。应急计划区的划分需充分考虑公众可能受到的预期剂量和可防止剂量,将所得到的剂量数据与规定的干预水平相比较,确定应急计划区范围。以烟羽应急计划区范围外的预期剂量不超过10 m Sv为例,利用MACCS软件计算在指定应急计划区范围的限制条件下,对释放源项水平的要求,详细说明应急计划区的划分及计算过程。

模块式小型核反应堆稳压器波动管破口事故分析研究

针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明:波动管破口尺寸为0.002 m^2时,事故进程最为严重,该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。

小型反应堆技术发展战略研究

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

小型模块化核反应堆集成供货的项目管理

本文研究了小型模块化核反应堆的发展趋势和特点,重点探讨了小型模块化核反应堆集成供货项目的管理组织机构,并介绍了集成供货管理在接口管理、计划编制、进度管控、资源共享、分供方管理等方面的具体方法。

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为0.2 g、0.3 g与0.4 g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值2.65 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。

小型堆经济性差吗?

象320 MWe安全一体化反应堆(SIR)这种先进小型反应堆,具有许多诱人的特性,它们能大大减轻公众对安全问题的担心。但是在BNES(英国核学会)举办的一次关于小型动力堆会议上,与会代表认为:先进小型堆要进入市场将面临许多困难,其中包括来自电力公司和管理人员对改变堆型的阻力。有两种具有竞争力的、可取代现有轻水堆的先进堆设计:其一是改进型设计。

小型堆研发及核应急准备进展

小型核反应堆具有良好的安全特性、模块化建造方式和广泛的应用领域,已成为国际上重要的核能研发工作。相对于百万千瓦级大型核电站而言,外部约束条件(应急计划是其中之一)对小型堆的经济性具有更大的影响,尤其是对需要靠近用户的小型核反应堆(例如供水、供热等)更是如此。作为克服这种约束条件的一个重要策略,小型核反应堆在设计上追求更高的安全特性。对于需要靠近用户的小型核反应堆(例如供热、供汽等),将应急计划区限制在厂址范围之内,对保障小型核反应堆的经济性和增强公众的接受性非常有益。事实上,许多小型核反应堆都将烟羽应急计划区限制在厂址边界作为重要的设计目标之一。从目前经验看,完全取消小型核反应堆的场外应急准备的可能性不大,但考虑其安全特性、简化小型核反应堆的应急准备是国际上的共识。介绍了小型核反应堆的研发现状,讨论了大型核电机组与小型核反应堆应急计划在理念和实现方式上的差别,分析了国际上有关小型核反应堆应急准备简化的有关讨论和实践。

5×5花瓣形燃料棒组件内过冷沸腾流动与换热特性数值研究

使用欧拉两流体模型和伦斯勒理工学院(RPI)壁面沸腾模型并考虑燃料棒组件内流固耦合传热,探究了5×5花瓣形燃料棒组件在均匀体积热源条件下的过冷沸腾流动与换热特性,分析了不同子通道内的速度场、温度场、空泡份额分布以及换热系数分布规律等。研究发现,棒束通道内二次流强度沿轴向呈周期性波动变化;过冷沸腾工况下花瓣形燃料组件内空泡份额峰值出现在靠近出口处,汽泡主要在燃料棒内凹弧处产生,呈逆时针偏心分布,且角子通道的汽相体积份额明显大于中心子通道;在本文模拟工况下,芯块最高温度达到657.9 K,沿轴向燃料棒芯块高温区面积逐渐增大,且角子通道的冷却剂温度高于边子通道,中心子通道冷却剂平均温度最低,各子通道的换热系数沿轴向呈周期性波动。

铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。