池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。

池式反应堆剩余发热长期冷却分析

对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与RETRAN 0 2程序计算结果的比较。最后还分析了剩余发热的冷却情况与池内水量、混凝土导热系数。

混装堆芯下300~#池式反应堆瞬发中子衰减常数α实验研究

利用自行研制的反应堆功率谱密度(PSD)测试系统,对300#池式反应堆在混装堆芯下的瞬发中子衰减常数α进行实验研究。利用紧靠堆芯对称布置的两路电离室DL129探测器获得中子在堆内的连续电流信号,并把该信号输入到测试系统,再应用数据采集和数据处理分析程序得到功率谱密度曲线,最后用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数α。经比对,该实验结果与理论计算值在误差范围内符合,满足工程实际需求。

板型燃料组件池式反应堆堆芯流量分配

为优化板型燃料组件池式反应堆设计 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对堆内流场进行了数值模拟。数值计算结果表明 :堆芯流量分配比较均匀 ,位于堆芯中央组件的流量较大 ,而位于堆芯边缘组件的流量较小。安装围桶的堆进出口差压与没有围桶的堆进出口差压很接近 ,随着堆入口流量增大 ,堆芯各组件流量与组件平均流量的最大误差和最小误差变化很小。安装围桶的堆芯流量分配情况与没有围桶的堆芯流量分配情况近似 。

池式低温供热堆快速供热启动方式仿真研究

核能供热可以有效解决燃煤锅炉供暖产生的空气污染问题,为验证池式反应堆供热效果,49-2池式低温供热堆进行了供热演示实验,实验结果表明,供热初期,供热回路升温缓慢,使得供热周期延长、增加了运行时间及成本。针对此问题,基于MATLAB/Simulink软件建立49-2池式低温供热堆供热系统仿真模型,通过数据分析、仿真研究的方法,提出了一种快速供热启动方式,该方式应用于反应堆供热初期及意外停堆再启动情况,通过控制反应堆功率,实现供热回路的快速升温,缩短了运行时间、节约了运行成本、提高了经济性。

基于RELAP5的池式研究堆自然循环瞬态计算

反应堆的自然循环能力是其固有安全性的一项重要特征参数,利用RELAP5/Mod 3.4程序计算了JRR-3M池式研究堆在无应急冷却系统和有应急冷却系统条件下失去场外电源的事故工况,分析了冷却剂流动方向反转过程中的瞬态自然循环能力,并得到了最大自然循环载热能力。计算结果表明:应急冷却系统的投入明显地降低了燃料和冷却剂的温度,提高了反应堆的安全性;当衰变功率降低至590kW时关闭辅助泵,利用自然循环能力可使反应堆达到安全状态。通过此研究堆的自然循环能力计算,验证了计算模型、计算方法的可行性,可进一步应用于此类型的研究堆。

数字化控制棒位置指示器

本文介绍了一种适用于池式研究用反应堆的数字化控制棒位置指示器，它利用了ＺＳＺ系列自整角机——数字转换器，进行Ａ／Ｄ转换，实现了反应堆控制棒位置的数字化指示。

核能集中供暖的可行性分析

利用清洁、高效的核能供暖,在未来可以作为一种具有良好发展前景的城市区域集中供暖方式,极具研究价值。面对供暖需求的增加,为解决北方地区的供暖季集中供热系统化石燃料的大量消耗以及大气环境污染问题,本文对我国发展核能集中供暖的可行性进行分析。提出我国集中供暖所面临的挑战,总结国内外先进经验,以池式核反应堆为例,从发展核能集中供暖的能力,采用核能集中供暖的经济性、环保性和安全性等方面,全面论证在我国发展核能集中供暖的可行性。并提出国内核能集中供暖在实施过程中所存在的问题以及对集中供暖的未来发展提出展望。

高温钠中放射性核素蒸汽分压实验样机设计与试验研究

在池式钠冷快中子反应堆中,当燃料组件严重事故状态熔化时,包容在燃料芯块中的裂变产物会进入到冷却剂钠中,并通过钠迁移至堆顶气腔中。为分析这种堆内裂变产物的迁移,通常采用逸出因子(FS)来描述裂变产物进入钠后向堆气腔的迁移情况,FS因子越大,裂变产物从冷却剂钠迁移至堆气腔的份额就越大,覆盖气体的放射性比活度就越大。目前,国内在中国实验快堆的安全分析过程中,采用的裂变产物FS因子太过保守,已不能满足大型池式钠冷快中子反应堆分析的需求。为了获得严重事故工况下裂变产物在堆内的迁移系数(FS因子),本文提出了一套用于模拟严重事故下裂变产物在钠中溶解和从钠池向覆盖气体迁移的高温钠蒸汽放射性核素分压测量装置,以期通过试验获取真实的迁移系数,用来修正严重事故工况下裂变产物堆内迁移模型和计算方法,从而为后续大型池式钠冷快中子反应堆设防严重事故的设计提供可靠的依据和数据支撑。