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Startup scheme optimization and flow instability of natural circulation lead-cooled fast reactor SNCLFR-100 被引量:4
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作者 Wen-Shun Duan Ze-Ren Zou +1 位作者 Xiao Luo Hong-Li Chen 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2021年第11期191-200,共10页
Owing to the inherent instability of the natural circulation system,flow instability can easily occur during the operation of a natural circulation lead-cooled fast reactor,especially during the startup phase.A compre... Owing to the inherent instability of the natural circulation system,flow instability can easily occur during the operation of a natural circulation lead-cooled fast reactor,especially during the startup phase.A comprehensive startup scheme for SNCLFR-100,including primary and secondary circuits,is proposed in this paper.It references existing more mature startup schemes in various reactor types.It additionally considers the restriction conditions on the power increase in other schemes and the characteristics of lead-based coolant.On this basis,the multi-scale coupling code ATHLET-OpenFOAM was used to study the flow instability in the startup phase under different power-step amplitudes and power duration times.The results showed that obvious flow instability phenomena were found in the different startup schemes,such as the short-term backflow phenomenon of the core at the initial time of the startup.Moreover,an obvious increase in the flow rate and temperature to the peak value at the later stage of a continuous power rise was observed,as well as continuous oscillations before reaching a steady state.It was determined that the scheme with smaller power-step amplitude and a longer power duration time requires more time to start the reactor.Nevertheless,it will be more conducive to the safe and stable startup of the reactor. 展开更多
关键词 natural circulation Lead-cooled fast reactor Startup scheme Flow instability Multi-scale coupling
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池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究
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作者 周志伟 薛秀丽 +3 位作者 林超 余新太 杨勇 杨红义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1817-1824,I0001,共9页
基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生... 基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应,需要较长时间,在千秒量级。在该段时间内,堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后,在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量,使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池,将其布置在热池时,热池温度及主容器壁温相对要低,这有利于主容器的温度控制,其效果要优于布置于冷池。另外,不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响,但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中,要充分利用固有热工流体安全特性,降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池,并缩小设备体积、降低散热功率设计值,或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等,以此大幅降低余热排出设备投入成本,降低反应堆运行成本,提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。 展开更多
关键词 大功率快堆 钠冷快堆 自然循环 余热排出 固有安全 热工流体安全特性 盒间流
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钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望
3
作者 杨红义 薛秀丽 +7 位作者 周志伟 林超 李虹锐 高鑫钊 余新太 马晓 肖宇白 罗锐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1797-1816,共20页
钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程... 钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向,并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战,本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法,以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导,同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据,以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。 展开更多
关键词 钠冷快堆 热工水力 自然循环 盒间流 固有安全 非能动安全 固有热工流体安全性 湍流模型
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基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟
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作者 陆道纲 宋海洁 +3 位作者 郭劲松 赵海琦 张钰浩 隋丹婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1833-1843,共11页
池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及... 池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。 展开更多
关键词 “一维系统+三维CFD”耦合方法 快堆非能动余热排出 自然循环 堆内直接余热排出系统
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池式快堆一回路系统冷却剂自然循环行为研究
5
作者 程道喜 张学锋 +6 位作者 杜开文 翟伟明 齐晓光 周平 于松 马晓瑶 李睿之 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1844-1858,共15页
为进一步认识池式快堆事故余热导出工况下冷却剂自然循环行为,建立了可视化平板水模型模拟反应堆一回路系统主要部件来开展自然循环试验,获得了堆芯、钠池以及各热交换器出口和入口的的温度响应和流场等数据。结果表明,在自然循环建立... 为进一步认识池式快堆事故余热导出工况下冷却剂自然循环行为,建立了可视化平板水模型模拟反应堆一回路系统主要部件来开展自然循环试验,获得了堆芯、钠池以及各热交换器出口和入口的的温度响应和流场等数据。结果表明,在自然循环建立的最初阶段,堆芯出口温度受冷池的影响会有一个上升较慢的过程。试验中直接观测到了通过中间热交换器和堆芯组件盒间空间的自然循环流动。同时,热池内冷流体和堆芯出口热流体的相互作用,形成了热池内局部的冷却剂流动以及能够深入到组件内部的冷热交混作用;在堆芯出口较高温度流体和独立热交换器出口较冷流体的影响下,热池内形成了温度分层界面在堆芯出口高度附近的热分层。 展开更多
关键词 池式快堆 自然循环 事故余热导出 热分层 温度脉动
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池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究
6
作者 薛方元 张东辉 +1 位作者 刘一哲 张熙司 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期689-697,共9页
为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC... 为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明:熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。 展开更多
关键词 钠冷快堆 熔融物堆内滞留 自然循环
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池式钠冷快堆固有热工流体安全特性研究 被引量:1
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作者 周志伟 薛秀丽 +1 位作者 杨勇 杨红义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1397-1405,共9页
本文提出池式钠冷快堆具有一种重要特性,即固有的热工流体安全特性,分析其形成机理,并采用实际反应堆和钠工质台架的自然循环试验数据,以及不同系统程序的预测计算,对其进行论证。结果表明,池式钠冷快堆具有固有的热工流体安全特性。在... 本文提出池式钠冷快堆具有一种重要特性,即固有的热工流体安全特性,分析其形成机理,并采用实际反应堆和钠工质台架的自然循环试验数据,以及不同系统程序的预测计算,对其进行论证。结果表明,池式钠冷快堆具有固有的热工流体安全特性。在事故紧急停堆初期,池式钠冷快堆仅依靠该固有安全特性即可保证堆芯安全,后期只需要在堆内温度上升到安全限值之前建立堆外有效热阱即可。有效热阱可以是专门设置的余热排出系统也可以是堆容器常规热损失项;对于将换热器布置在热池或冷池的较典型事故余热排出系统,从其启动到对堆芯发挥冷却作用需要相对较长时间。此时段,反应堆需依赖固有的热工流体安全特性来抑制堆芯温升,保证堆芯安全。 展开更多
关键词 钠冷快堆 自然循环 非能动余热排出 固有安全 热惰性 热工流体安全特性
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液态铅铋合金自然循环实验与数值模拟 被引量:1
8
作者 王舒婷 匡波 王欣 《应用科技》 CAS 2023年第4期44-52,108,共10页
铅铋合金(lead-bismuth eutectic,LBE)自然循环流动与输传热特性的研究,对自然循环铅铋快堆的设计运行、提高反应堆自然安全性能有重要意义。为进一步探究铅铋合金的自然循环流动传热特性,本文基于自然循环理论分析,并结合其他冷却剂介... 铅铋合金(lead-bismuth eutectic,LBE)自然循环流动与输传热特性的研究,对自然循环铅铋快堆的设计运行、提高反应堆自然安全性能有重要意义。为进一步探究铅铋合金的自然循环流动传热特性,本文基于自然循环理论分析,并结合其他冷却剂介质(钠、水),对比研究了LBE自然循环稳态流动与输传热行为规律与特点;同时基于LBE自然循环瞬稳态实验,对快堆系统分析程序FRTAC模拟LBE瞬、稳态自然循环的适宜性进行了初步验证;基于FRTAC程序计算,量化分析了不同运行工况、回路流道结构参数和回路阻力等因素对LBE自然循环的影响。结果表明,不同因素对LBE自然循环的影响程度不同,不同的回路运行温度水平对自然循环流动特性影响较小,而传热特性受回路不同运行温度水平影响的敏感性相对较大;自然循环高度(冷热心位差)对自然循环质量流量影响较显著。此外,回路整体管径增大将导致循环质量流量增加,加热区内温升与换热温差降低。 展开更多
关键词 铅铋合金 快堆 自然循环 流动特性 输传热特性 稳态 瞬态 反应堆安全性能
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超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究 被引量:8
9
作者 刘紫静 赵鹏程 +4 位作者 张斌 于涛 谢金森 陈珍平 孙宇蒙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1254-1265,共12页
以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系... 以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。 展开更多
关键词 铅铋快堆 超长寿命 物理特性 自然循环
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自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究
10
作者 赵鹏程 刘紫静 +4 位作者 于涛 李玲莉 胡光 石延超 程哲 《南华大学学报(自然科学版)》 2018年第3期18-26,64,共10页
基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOP&ULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度... 基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOP&ULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小. 展开更多
关键词 小型自然循环铅冷快堆 无保护超功率 无保护失热阱 无保护超功率叠加失热阱 固有安全性能
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基于FR-Sdaso的法国凤凰堆寿期末自然循环实验分析 被引量:4
11
作者 齐少璞 杨红义 +3 位作者 杨晓燕 王晓坤 王晋 叶尚尚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第2期273-280,共8页
系统分析程序是开展反应堆安全分析的重要工具之一,也可用于开展系统瞬态实验过程的分析。法国凤凰堆(Phenix)在停运之前开展的自然循环实验是钠冷快堆领域非常重要的系统瞬态实验,为研究钠冷快堆的瞬态特点提供了很好的参考。为分析此... 系统分析程序是开展反应堆安全分析的重要工具之一,也可用于开展系统瞬态实验过程的分析。法国凤凰堆(Phenix)在停运之前开展的自然循环实验是钠冷快堆领域非常重要的系统瞬态实验,为研究钠冷快堆的瞬态特点提供了很好的参考。为分析此实验过程,利用自主研发的系统分析程序FR-Sdaso对凤凰堆进行建模,对其自然循环实验开展计算分析,并将主要参数的计算值与实验值进行了对比分析。结果表明,FR-Sdaso可较好地模拟此实验的瞬态过程,可用于开展钠冷快堆此类瞬态的安全分析。 展开更多
关键词 钠冷快堆 系统分析程序 FR-Sdaso Phenix自然循环实验
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一回路腔室结构对自然循环铅基快堆堆芯流量分配特性影响研究 被引量:3
12
作者 王天石 赵鹏程 +1 位作者 刘紫静 谢金森 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期59-65,共7页
堆芯流量分配特性是自然循环铅基快堆热工水力设计的重要内容,一回路腔室几何结构是影响堆芯流量分配特性的重要因素之一。利用计算流体力学方法(Computational Fluid Dynamics,CFD)模拟小型模块化自然循环铅冷快堆(Small Modular Natur... 堆芯流量分配特性是自然循环铅基快堆热工水力设计的重要内容,一回路腔室几何结构是影响堆芯流量分配特性的重要因素之一。利用计算流体力学方法(Computational Fluid Dynamics,CFD)模拟小型模块化自然循环铅冷快堆(Small Modular Natural Circulation Lead-cooled Fast Reactor-10 MW,SNCLFR-10)一回路流场,分别研究一回路上腔室提升筒高度、中心测量柱半径及长度,下腔室深度、纵横比以及导流结构高度对堆芯流量分配特性的影响特性。研究结果表明:改变提升筒高度、中心测量柱半径及长度对堆芯流量分配特性影响较大;改变反应堆下腔室深度和下腔室纵横比对堆芯整体流量和流量分配特性所造成的影响不显著;在反应堆下腔室加装角状凸起形导流结构可有效改善下腔室流场,但无法有效改变堆芯流量分配特性。 展开更多
关键词 一回路腔室几何结构 流量分配特性 铅基快堆 自然循环
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一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究 被引量:2
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作者 余清远 肖豪 +2 位作者 刘紫静 赵鹏程 于涛 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期73-80,共8页
以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标,构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究,选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物,分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明:得益于^(208)Pb在高能区小... 以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标,构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究,选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物,分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明:得益于^(208)Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面,加之Bi较小的中子俘获截面,采用^(208)Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小,增殖性能最佳,且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额,可装载较低富集度或较少量燃料,有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性;^(208)Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间,有利于反应堆安全运行与维护。高^(208)Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取,极大降低了^(208)Pb的分离提取难度。 展开更多
关键词 铅基快堆 冷却剂 物理特性 自然循环
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CEFR在ULOF工况下的自然循环能力分析 被引量:2
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作者 梁继越 张熙司 +1 位作者 乔鹏瑞 张东辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1040-1046,1052,共8页
自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点... 自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。 展开更多
关键词 CEFR 自然循环 ULOF SAS4A 钠冷快堆
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基于RELAP5和子通道程序的熔盐冷却快堆多尺度热工流体耦合程序开发及应用 被引量:2
15
作者 宋诗阳 程懋松 +1 位作者 林铭 戴志敏 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第7期88-98,共11页
自然循环氯盐冷却快堆具有结构简单、固有安全性高和经济性好等特点,是一种非常具有发展潜力的第四代先进核能系统。采用全自然循环驱动的45 MWth小型自然循环氯盐冷却快堆(Small Natural Circulation Chloride Cooled Fast Reactor,SN3... 自然循环氯盐冷却快堆具有结构简单、固有安全性高和经济性好等特点,是一种非常具有发展潜力的第四代先进核能系统。采用全自然循环驱动的45 MWth小型自然循环氯盐冷却快堆(Small Natural Circulation Chloride Cooled Fast Reactor,SN3CFR)一回路设计,由于系统分析程序堆芯热工模型较为简化,无法模拟堆芯内部详细的紊流交混和横流混合等三维热工流体现象。为了更加精确和高效地开展一回路自然循环热工安全特性研究,基于熔盐冷却快堆子通道分析程序ThorSUBTH和系统分析程序RELAP5-TMSR,开发了适用于熔盐冷却快堆多尺度热工流体耦合程序。通过水平圆管算例和简单闭合循环回路算例开展了耦合程序验证;为进一步评估其适用性,针对SN3CFR自然循环一回路主冷却系统,建立了多尺度模型,计算了反应堆稳态运行参数,分析了反应性引入事故瞬态。结果表明:多尺度热工耦合程序算例计算值与参考结果吻合良好,验证了程序正确性;SN3CFR在额定功率工况下计算值与设计值符合良好,在反应性引入事故工况下各关键热工参数均满足设计限值,验证了耦合程序的适应性。多尺度热工流体耦合程序能够为自然循环熔盐冷却堆的系统设计、优化和安全分析提供有效的计算和分析工具,具有重要的工程意义。 展开更多
关键词 自然循环氯盐冷却快堆 多尺度 耦合程序 子通道 系统程序
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小型自然循环铅基快堆固有安全性分析研究 被引量:3
16
作者 陈钊 石康丽 +1 位作者 张勇 石秀安 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期430-439,共10页
自然循环反应堆一回路运行不需要设置驱动泵,具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点,是开发高安全性反应堆的重要发展方向。铅基冷却剂(铅或铅铋合金)的密度是水 10 倍以上,在相同温差下,铅基冷却剂的密度差比水更大,具有更好的... 自然循环反应堆一回路运行不需要设置驱动泵,具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点,是开发高安全性反应堆的重要发展方向。铅基冷却剂(铅或铅铋合金)的密度是水 10 倍以上,在相同温差下,铅基冷却剂的密度差比水更大,具有更好的自然循环能力,是设计自然循环反应堆的理想冷却剂。目前,国内外学者关于小型自然循环铅基快堆的研究主要集中于概念设计研究,关于该堆型的固有安全性研究较少,相关事故演化机理尚未明晰。本文在系统介绍小型自然循环铅基快堆的技术特点和研究现状的基础上,开展 100 MWth级小型自然循环铅基快堆无保护事故分析,深入探讨在极端假设事故工况下小型自然循环铅基快堆的固有安全性,为相关设计研究提供参考。 展开更多
关键词 铅基快堆 自然循环 固有安全
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自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移 被引量:3
17
作者 陈家铭 陈红丽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第12期2344-2352,共9页
蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR... 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆,对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究,基于ANSYS FLUENT,利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪,并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明,破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响,当一回路液态铅含有较多杂质时,蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积,从而对反应堆的正常运行产生显著影响。 展开更多
关键词 自然循环铅冷快堆 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂 FLUENT 欧拉-拉格朗日方法 气泡迁移
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钠冷堆非能动余热排出系统热力特性分析 被引量:1
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作者 王严冬 陈永东 邓靜 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期97-103,共7页
为掌握系统自然循环热力行为特性和相关设备安全性,基于能量平衡和流动平衡耦合建立钠冷堆非能动余热排出系统(PRHRS)热力模型,探究位差、密度差等非能动特性对系统的影响机制,并利用印度原型增殖快堆(PFBR)PRHRS试验结果验证模型的正确... 为掌握系统自然循环热力行为特性和相关设备安全性,基于能量平衡和流动平衡耦合建立钠冷堆非能动余热排出系统(PRHRS)热力模型,探究位差、密度差等非能动特性对系统的影响机制,并利用印度原型增殖快堆(PFBR)PRHRS试验结果验证模型的正确性,明确管程数、翅片厚度、烟囱直径、风门开度对热力循环的影响特征。结果表明:随管程数增加,空气热交换器(AHX)传热系数减小13.6%,同时压降增加66.4%,在低管程数时系统综合传热性能较优;随拔风烟囱内径增加或翅片厚度增加,AHX传热系数及压降增加而单位压降传热系数降低,设计中存在最优解;在极端低温工况时减小风门面积可有效提升设备运行温度以及系统传热效果,有助于保障系统安全运行。 展开更多
关键词 钠冷堆 非能动余热排出系统(PRHRS) 印度原型增殖快堆(PFBR) 自然循环 流动平衡
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矩形回路铅铋自然循环稳定性研究 被引量:1
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作者 王欣 匡波 +2 位作者 王舒婷 胡文军 任丽霞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期62-68,共7页
为了对矩形回路铅铋自然循环流动稳定性进行分析,得到影响自然循环流动的因素及其作用规律,采用时域法,开发一维系统程序FRTAC对铅铋自然循环进行数值计算,分析处理动态时序判定其稳定特性,获得了铅铋自然循环在相关工况条件下的稳定域... 为了对矩形回路铅铋自然循环流动稳定性进行分析,得到影响自然循环流动的因素及其作用规律,采用时域法,开发一维系统程序FRTAC对铅铋自然循环进行数值计算,分析处理动态时序判定其稳定特性,获得了铅铋自然循环在相关工况条件下的稳定域与稳定性边界、铅铋自然循环回路的流动稳定性特性,以及影响因素与规律。研究表明,增大回路加热段长度会使系统的稳定性增强,而增大流道直径以及冷热段心位差均会使系统稳定性裕量降低,稳定性减弱。 展开更多
关键词 铅铋自然循环 稳定性 时域法 快堆瞬态分析程序(FRTAC)
原文传递
耦合S-CO_(2)布雷顿循环的自然循环铅冷快堆控制策略研究
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作者 刘桂秀 易经纬 +3 位作者 李根 梁铁波 方华伟 陈伟雄 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第4期138-147,共10页
自然循环铅冷快堆与超临界二氧化碳(S-CO_(2))布雷顿循环耦合发电系统是未来先进核能系统的发展方向。基于Apros软件搭建了该耦合发电系统的动态模型,并设计了2种反应堆控制方案,一种为参考压水堆堆芯功率控制系统的常规控制方案,另一... 自然循环铅冷快堆与超临界二氧化碳(S-CO_(2))布雷顿循环耦合发电系统是未来先进核能系统的发展方向。基于Apros软件搭建了该耦合发电系统的动态模型,并设计了2种反应堆控制方案,一种为参考压水堆堆芯功率控制系统的常规控制方案,另一种为添加控制棒棒位限制的补偿控制方案。研究结果表明,在3%FP/min(FP为满功率)的小变负荷速率下,2种控制方案下的负荷跟随动态偏差皆在-2%~1%之间,但对于堆芯出口冷却剂温度的稳定,补偿控制方案优于常规控制方案;在6%FP/min~18%FP/min的大变负荷速率下,常规控制方案下的堆芯出口温度变化幅度为-40~0℃,而补偿控制方案下的堆芯出口温度的变化幅度为-5~2℃。因此,补偿控制方案可作为自然循环铅冷快堆控制的有效手段。 展开更多
关键词 铅冷快堆 自然循环 S-CO_(2)布雷顿循环 反应堆控制
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