表面状态对钇热阱除氢效率的影响研究

液态金属锂中杂质氢或氢同位素的去除通常利用热阱吸附的方法实现,金属钇作为吸气剂材料,其表面氧化膜对除氢效率的影响至关重要。本文针对氢热阱吸气剂材料金属钇,建立了基于菲克定律的一维平板扩散模型,初步获得了金属钇平板径向上随时间的氢浓度分布,并进行了不同表面状态对金属钇除氢性能的影响试验。结果显示金属钇表面无氧化层时能够在短时间内将容器内氢浓度降低至初始浓度的一半;表面存在氧化层的金属钇在常温条件下或未经高温激活的条件下,其氢吸收能力极弱,Y_(2)O_(3)层将阻碍氢分子在金属钇晶体表面发生的离解作用,从而完全杜绝氢进一步向晶体内部扩散。当温度上升至450 K以上时,能够在一定程度上重新激活表面存在氧化层的金属钇的氢吸收能力。

以非能动冷却通道为热阱的主控室可居留性系统研究

日本福岛核电站事故使核电设计者认识到只靠能动设备的冗余设计无法保证核电站的安全,而采用非能动的冷却方式可以提高主控室最终热阱的可靠性和稳定性,以保证主控室的可居留性。研发一种更加安全、可靠、成本低的主控室非能动冷却系统是目前核电技术发展的目标之一。本文提出的以非能动冷却通道为热阱的方式,依托自然通风原理,可安全、可靠地将主控室余热排出,可以以较小的工程成本实现主控室全厂断电后的可居留性。以某核电站主控室为研究对象,通过建立数学模型确定了实现其可行性的系统设计参数,同时对以非能动冷却通道为热阱的主控室在全厂断电事故后的环境温度进行了分析,验证了主控室的可居留性,证明了该设计方案的合理性。

安全壳非能动热阱系统研究

为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统采用热容量大的冰作为非能动热阱,基于现有华龙一号的反应堆厂房布置,通过热量平衡计算,开展了冰室容量分析、冷水机组性能计算、安全壳非能动热阱系统应对设计基准事故的安全功能容量论证。计算结果表明:在现有非能动安全壳热量导出系统配套一定容量的冰后,安全壳非能动热阱系统能在24 h将安全壳的温度和压力控制在安全限值以内,确保安全壳的完整性。安全壳非能动热阱系统不依赖于动力电源,工艺系统简单,吸热效果显著,可有效提升应对设计基准事故的能力,同时可进一步简化现有华龙一号机组安全系统的配置,提升经济性。

自然循环铅铋冷却快堆失热阱瞬态研究

为考察自然循环铅铋冷却快堆的自然循环与固有安全特性,利用基于中子学与热工水力学耦合方法的安全分析程序NTC-2D,对10 MW自然循环铅铋冷却快堆的无保护失热阱(ULOHS)和有保护失热阱(PLOHS)工况分别进行了模拟与分析。结果表明,对于ULOHS,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均远低于安全限值,并且由于反应性温度负反馈,反应堆自动停堆;对于PLOHS,事故后600s内,停堆保护系统的投入使反应堆处于安全状态。瞬态模拟表明该反应堆具有良好的自然循环与固有安全特性。

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。

气体冲击液相中加热面的气化热阱模型

很久以来,人们就认识到在液相中注入气泡可以产生强烈扰动,大在强化了对流传热和沸腾传热.不久前,C.F.Ma和Bergles侧进一步发现用异种气体快速冲击浸没在R-ll3中的微小加热壁面,其传热不但大为强化;而且可出现壁面温度低于液体冷却介质温度的“负温差传热”的奇异现象.此外,沈自求等最近亦发现,在蒸发过程中引入少量载气,可在气液界面上产生快速质量传递,使沸腾传热得到明显强化.此类现象的深入探讨对强化电子元件、蒸发器、原子能反应堆的传热均具有重要意义.

钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性

采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型，选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式。编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行，模型简单、速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。

基于故障树的核电厂全部丧失热阱始发事件频率研究

始发事件频率是核电厂风险定量化的基础,通常可参考通用数据或根据电厂运行经验及专家判断来确定。全部丧失热阱事故是支持系统丧失类的始发事件,与电厂设计和厂址特征密切相关,采用故障树分析方法计算该始发事件频率能更好地反映电厂实际。本文介绍始发事件故障树建立的基本原则及假设,对全部丧失热阱始发事件进行分析,确定系统及运行方式,建立故障树模型计算功率工况下全部丧失热阱始发事件频率,并与通用数据进行对比,最后给出相关结论及建议。

某三代核电厂安注泵电动机冷却多样化热阱方案探讨

在某三代核电厂设计中,为了满足核电厂的安全性要求,安全注入系统的安注泵需要设置多样化的热阱来满足不同工况下的安注泵电动机冷却需求。对核电厂中安注泵电动机可用热阱进行了分析,探讨了在电气厂房冷水系统设计的基础上采取一些改进措施,从而满足安注泵电动机在丧失最终热阱(H1)工况下的冷源需求的可行性。经过分析,由电气厂房冷水系统的风冷式冷水机组在H1工况下为安注泵电动机提供冷源的方案可行,满足安注泵电动机多样化热阱的功能要求,提高了安全注入系统的可靠性。

界面汽化热阱增强传热的原理

阐述了惰气冲击液浴中放热壁面强化冷却的机理,提出了界面汽化热阱增强传热的原理,说明了用电化学法与传热测定同时进行来确定界面汽化热阱效应的实验方法,并且开发成功了载气蒸发的新型技术。最后,提出了这一原理可能在研究开发中应用的几个方面。

色噪声和周期激励作用下粒子在双热阱中的随机振动

本文利用数值模拟技术，对色噪声和周期激励驱动下粒子在双势讲中的过阻尼运动进行研究，获得了周期形式的非平稳概率流，发现它们与白噪声作用时的概率流有相同的拓朴结构。

模块式小堆二次侧热阱丧失事故分析研究

模块式小堆采用一体化的设计,其二次侧采用OTSG技术。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,但是其二次侧水装量小,热惯性差,当发生二次侧丧失热阱事故时,可能存在反应堆堆芯产生的能量不能被及时带走,威胁反应堆的安全。本文选取最典型的二次侧热阱丧失事故进行研究分析,分析表明模块式小堆的设计可以保障在二次侧热阱丧失事故情况下维持反应堆的安全性。

接触热阻对核电站主控室热阱系统蓄热性能的影响

以第三代核电站热阱复合墙体为研究对象,将阻容模型和有限差分法耦合,构建了包含界面接触热阻的热阱墙体三维非稳态传热模型,并用墙体蓄热实验进行了验证。模拟分析了不同接触热阻对热阱墙体蓄热性能的影响。结果显示,当接触热阻取0.001 m 2℃/W时,整面墙蓄热量和放热量减少3%左右,当接触热阻增加至0.01 m 2℃/W时,蓄热量和放热量将减少8%左右。对比分析得出,热阱墙体的接触热阻数量级为10-3。因此,建议在对热阱墙体蓄热性能进行有效评估时,对于接触热阻的影响考虑5%的安全附加系数。

10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析

热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10 MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧失以及二回路流量丧失的计算。最终热阱丧失事故发生后,一回路冷却剂一次侧向二次侧排热减少,冷却剂、燃料元件温度上升,非能动空气余热排出系统的投入能够有效排出堆芯衰变热,满足安全设计准则。对比最终热阱丧失,发现二回路流量丧失事故下堆芯达到产-排热相对稳定状态所需时间更长,且风机惰转时间对二回路冷却剂温度影响较大,风机惰转时间应控制在100 s之内,且惰转时间越短,二回路冷却剂温度变化越小,越不容易发生熔盐凝固现象。

失热阱下池式钠冷快堆的瞬态计算

本文采用简便实用的微机化数学模型,选用解刚性方程组很有效的 STIFF 数值积分法,编制了计算失热阱下池式钠冷快堆主回路系统动态过程的程序 WPRMY1。该程序可在微机上运行,对 EBR-Ⅱ 两个失热阱瞬态的计算结果,与国外大型程序 NATDEMO 的相应计算值以及可获得的部分试验数据符合良好。

丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。

基于Comsol的大惯性热阱被动冷却效果研究

基于Comsol Multiphysics软件对热阱换热系统建立了参数化模型,并通过动态热响应实验进行了验证。结合前期研究的优化结果对热阱系统的被动冷却性能进行了模拟分析。结果表明:增加单位面积用钢量并进行优化设计,可以缓解初始温度的升高以及初始热扰的增加带来的温度超标问题,并可以提高控制设备全运行时间。当用钢量为200 kg/m^(2)且采用最优设计时,室内初始温度可以提高2℃,室内初始热扰可以增加30%。用钢量增加至150 kg/m^(2)且采用最优设计时,控制设备可以全运行5 h。在工程要求的限值条件(用钢量及肋片参数取值)下,天花板热阱换热量的优化极限为6%。

核电厂最终热阱冷冻水系统研究

针对特殊地域环境下可能出现的重要厂用水系统(SEC)夏季水温过热的现象,提出了核电厂SEC系统采用机械通风冷却塔二次循环冷却方式及采用直流冷却方式下最终热阱冷冻水系统的选取方案,并对方案进行对比,确定最终热阱冷冻水系统采用板式热交换器的方式。通过理论分析,给出采用板式热交换器方式时冷冻水系统制冷量的确定方法。