期刊文献+
共找到200篇文章
< 1 2 10 >
每页显示 20 50 100
Materials R & D for sodium-cooled fast reactor in China
1
作者 XIE Chuchunn 《Baosteel Technical Research》 CAS 2010年第S1期73-,共1页
The study gives a brief introduction on development of innovated nuclear system in China,mainly focus on the materials R&D status for the sodium cooled fast reactor.With the high speed development of economy,China... The study gives a brief introduction on development of innovated nuclear system in China,mainly focus on the materials R&D status for the sodium cooled fast reactor.With the high speed development of economy,China needs a huge energy supply;at same time a more cleaning energy to reduce the carbon release is demanded.The nuclear energy is the most cleaning energy at present time,especially the innovated nuclear system which is so-called GenerationⅣpower plants has got its prior development due to its safety, economical and little fission production produced.Fast breeder reactor,as the priority development reactor type in the Gen-Ⅳnuclear system,is the key to the advanced closed fuel cycle technologies.China experimental fast reactor(CEFR ) has been completed the design,construction the synthesis system commissioning and reached its physical criticality on July 21,2010.At China Institute of Atomic Energy,the CEFR and other research facilities have been established,and extensive studies are planning to carry out in the areas of fuel and materials development.This will laid the foundation for the design and development of the future's CFR—900(China Demonstration Fast Reactor) and CCFR(China Commercial Fast Reactor). Highlights of some of materials R&D studies are discussed in this paper. 展开更多
关键词 CEFR sodium-cooled fast reactor sodium compatibility irradiation property mechanical property
下载PDF
Status of a Sodium Cooled Fast Reactor Technology Development Program in Korea
2
作者 Chungho Cho Younggyun Kim Jinwook Chang Sang-Ji Kim Chan-Bock Lee Seong-O Kim Jong-Bum Kim Hae-Yong Jeong Yong-Bum Lee Yeong-Il. Kim 《Journal of Energy and Power Engineering》 2012年第9期1379-1397,共19页
Korea imports about 97% of its energy resources as its available energy resources are extremely limited. Thus, the role of nuclear power in electricity generation is expected to become more important in future years. ... Korea imports about 97% of its energy resources as its available energy resources are extremely limited. Thus, the role of nuclear power in electricity generation is expected to become more important in future years. A fast reactor system is one of the most promising options for electricity generation with an efficient utilization of uranium resources and a reduction of radioactive wastes. Based on the experiences gained during the development of the conceptual designs for KALIMER (Korea advanced liquid metal reactor), the KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) is currently developing advanced SFR (sodium cooled fast reactor) design concepts that can better meet the Gen IV (Generation IV) technology goals. The long-term advanced SFR development plan will be carried out toward the construction of an advanced SFR demonstration plant by 2028. Advanced concept design studies and the development of the advanced SFR technologies necessary for its commercialization and basic key technologies carried out by KAERI are included in this paper. 展开更多
关键词 sodium cooled fast reactor BURNer metal fuel pyroprocess.
下载PDF
池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究
3
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
下载PDF
钠基纳米流体中钠原子吸附行为特性模拟计算
4
作者 朴君 李春晖 +3 位作者 阿不都赛米·亚库甫 张智刚 王荣东 矫彩山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1912-1919,共8页
钠基纳米流体利用过渡金属纳米颗粒吸附钠原子的性质,有效降低了钠原子的反应性,进而有效抑制钠火及钠水事故严重性,但目前相关吸附行为及规律尚不明确。研究基于密度泛函理论和电子结构分析,计算分析了钛、铁和铜纳米团簇(TM_(n),TM=Ti... 钠基纳米流体利用过渡金属纳米颗粒吸附钠原子的性质,有效降低了钠原子的反应性,进而有效抑制钠火及钠水事故严重性,但目前相关吸附行为及规律尚不明确。研究基于密度泛函理论和电子结构分析,计算分析了钛、铁和铜纳米团簇(TM_(n),TM=Ti、Fe、Cu,n=2~13)及其与钠原子间形成复合物(Na-TM_(n))的结构和性质,分析了TM_(n)的稳定性以及其与Na原子间相互作用。结果表明,Ti_(n)具有最高的稳定性,但其吸附钠原子的能力低于Fe_(n)和Cu_(n)。钠原子主要通过范德华作用吸附于TM_(n)表面,且两者间的电荷转移行为使得TM_(n)带负电荷。 展开更多
关键词 钠冷快堆 纳米流体 过渡金属 计算化学 团簇
下载PDF
基于FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的热工水力分析
5
作者 杨军 叶尚尚 王利霞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1884-1892,共9页
FFTF LOFWOS Test#13是美国FFTF钠冷回路式快堆进行的无保护失流试验,目的是为了证明反应堆的固有安全特性。本文采用中国原子能科学研究院自主开发的FR-Sdaso程序参加了IAEA策划发起的基于该试验的基准例题项目。利用FR-Sdaso程序将一... FFTF LOFWOS Test#13是美国FFTF钠冷回路式快堆进行的无保护失流试验,目的是为了证明反应堆的固有安全特性。本文采用中国原子能科学研究院自主开发的FR-Sdaso程序参加了IAEA策划发起的基于该试验的基准例题项目。利用FR-Sdaso程序将一回路主泵转速、二回路流量和空气热交换器出口钠温作为边界条件,建立了FFTF基准例题模拟模型。计算结果与FFTF LOFWOS Test#13试验结果对比分析表明,FR-Sdaso程序能较好地预测无保护失流事故后反应堆功率以及一、二回路温度和流量的瞬态变化,自然循环阶段反应堆衰变功率计算值与试验值的最大相对偏差为−7.1%,一回路3个环路自然循环流量与初始稳态值的最大相对偏差为0.65%。对于第2排和第6排PIOTA组件,由于模拟中未考虑瞬态过程中堆芯功率分布变化和组件之间的传热,出口温度的计算值较试验测量值最大偏高25.5℃,计算结果更保守。FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的分析初步验证了程序堆芯和一、二回路热工水力模型的正确性。 展开更多
关键词 钠冷快堆 FFTF基准例题 系统分析程序 FR-Sdaso 程序验证
下载PDF
钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望
6
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
下载PDF
上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究
7
作者 张熙司 李新宇 +3 位作者 霍兴凯 徐李 刘一哲 薛方元 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1866-1875,共10页
钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国... 钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 钠空泡反应性 微扰理论 MOX燃料 无保护失流事故 冷却剂沸腾
下载PDF
钠液面高度对氩气空间耦合传热特性影响的实验研究
8
作者 陆道纲 冯佳琪 +3 位作者 王汉 于宗玉 张钰浩 刘璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1876-1883,共8页
锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一,其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关,而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著,有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传... 锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一,其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关,而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著,有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传热特性实验台架,开展了氩气空间传热特性实验研究,测量了锥顶盖、氩气空间和主泵支承的温度分布,阐明钠液面高度对传热特性的影响。实验结果表明,随着钠液面高度的增加,锥顶盖和氩气空间的温度随之升高,而且在高钠温时现象更加明显。此外,钠液面高度对主泵支承的温度分布和周向温差影响微弱。通过开展氩气空间钠液面高度对传热规律的影响研究,可为建立实验装置与原型反应堆之间的温度映射关系提供参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 氩气空间 自然对流传热 辐射传热
下载PDF
钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究
9
作者 林超 高鑫钊 +1 位作者 周志伟 余新太 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1859-1865,共7页
钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式,小栅板联箱的压降影响组件的流量分配,进而影响堆芯的安全,因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分配... 钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式,小栅板联箱的压降影响组件的流量分配,进而影响堆芯的安全,因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分配偏差的机理,提出了理论计算模型和堆芯组件优化设计的方法,并针对中国实验快堆(CEFR)堆芯进行了组件压降的优化设计,通过优化设计降低了CEFR燃料组件流量分配负偏差。结果表明,在进行钠冷快堆堆芯热工水力设计时,需要结合实际堆芯布置分析组件压降设计值的优化方向,并进行敏感性分析,以确定组件的最优设计压降,将小栅板联箱压降对组件流量分配影响降低到最低程度。本文结果可为钠冷快堆堆芯热工水力设计提供参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 堆芯 小栅板联箱 热工水力 流量分配
下载PDF
池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究综述
10
作者 张钰浩 赵海琦 +4 位作者 沈熙昊 袁晓晓 宋海洁 陆道纲 隋丹婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期271-283,共13页
钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发... 钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发展为解决上述问题提供了重要技术路径,本文对池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究进行综述。对于全堆一体化整体计算,获取池式钠冷快堆典型对称/非对称工况下的三维温度场分布及关键热工参数瞬态变化,评价其余热排出能力;对于局部部件或区域精细化计算,获取局部三维流动与传热特征参数,也为全堆一体化计算提供关键输入。相关研究为池式钠冷快堆安全稳定运行及设计优化提供重要支撑。 展开更多
关键词 池式钠冷快堆 池式复杂空间 多路径流动 传热特性 三维数值模拟
下载PDF
钠冷快堆及其闭式燃料循环经济评价
11
作者 刘琳 罗妹 +1 位作者 宋英韵 耿凤 《中国核电》 2024年第4期454-460,共7页
钠冷快堆是第四代核能系统论坛(GIF)提出的六种堆型之一,也是世界上运行堆年最长的第四代堆型。钠冷快堆具有增殖和嬗变的功能,能有效解决核能可持续发展问题。中国实验快堆工程已于2011年建成投运,在此基础上研发的示范快堆项目已开工... 钠冷快堆是第四代核能系统论坛(GIF)提出的六种堆型之一,也是世界上运行堆年最长的第四代堆型。钠冷快堆具有增殖和嬗变的功能,能有效解决核能可持续发展问题。中国实验快堆工程已于2011年建成投运,在此基础上研发的示范快堆项目已开工建设。当前,制约快堆工程发展的问题是经济性问题。本文根据钠冷快堆技术特点及其在核电体系中的作用,研究了不同燃料循环模式下,快堆及其闭式燃料循环的经济评价模型及方法。 展开更多
关键词 钠冷快堆 闭式燃料循环 经济评价
下载PDF
钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证 被引量:1
12
作者 陈启董 高付海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期604-613,共10页
为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控... 为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。 展开更多
关键词 钠冷快堆 燃料元件 燃料元件程序
下载PDF
熔融不锈钢与液态钠相互作用的瞬态换热特性研究
13
作者 刘雅鹏 张大林 +5 位作者 陈宇彤 林悦 张熙司 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1893-1901,I0001,共10页
钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用,如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象,可能会导致堆芯的再临界,从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中,堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾,从而影响熔融物射流碎... 钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用,如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象,可能会导致堆芯的再临界,从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中,堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾,从而影响熔融物射流碎裂与碎片形成。因此,采用严重事故分析程序ACENA对COSA实验平台上开展的熔融不锈钢与液态钠的相互作用的实验进行分析,验证程序对熔融不锈钢与液态钠相互作用过程的瞬态换热特性的分析能力。验证结果表明:程序会高估熔融不锈钢射流与钠池接触时的换热,且不考虑熔融不锈钢外侧凝固形成的硬壳对换热的影响会导致对换热速率的高估。 展开更多
关键词 钠冷快堆 熔融燃料与冷却剂相互作用 ACENA程序
下载PDF
钠火压力缓解技术研发及验证
14
作者 常一狄 杜海鸥 +3 位作者 潘霖霖 王荣东 石文涛 徐永兴 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期642-646,共5页
钠冷快堆一旦发生一回路辅助系统主管道大口径破口的钠泄漏事故,泄漏出来的高温钠会迅速燃烧起来,钠燃烧释放的巨大的热能会使发生事故的钠工艺间的温度和压力瞬间升高。本项目通过对混合钠火事故分析的国内外研究进展进行调研,提出针... 钠冷快堆一旦发生一回路辅助系统主管道大口径破口的钠泄漏事故,泄漏出来的高温钠会迅速燃烧起来,钠燃烧释放的巨大的热能会使发生事故的钠工艺间的温度和压力瞬间升高。本项目通过对混合钠火事故分析的国内外研究进展进行调研,提出针对混合钠火的压力缓解设备设计,研究发生钠泄漏事故时形成的瞬间高压可以通过压力缓解措施有效释放到相邻工艺小室,且随释压气流带入相邻小室的钠滴燃烧不会超过该小室建筑物的耐压限值。通过模拟一回路钠工艺间设计基准钠泄漏事故,对钠火压力缓解装置进行性能验证,积累钠冷快堆的钠火安全防护系统运行经验。 展开更多
关键词 钠冷快堆 压力缓解 钠火防护 混合钠火
下载PDF
池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究
15
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
下载PDF
钠冷快堆堆芯捕集器设计优化数值研究
16
作者 曹胜 张斌 +1 位作者 王文鹏 单建强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期825-835,共11页
堆芯捕集器是为有效分散堆芯熔融物并防止压力容器下封头与熔体大规模接触而被破坏的非能动预防和缓解装置。在钠冷快堆(SFR)中,堆芯捕集器的结构直接影响碎片床的堆积形状和分布,进而影响碎片床的再临界性和长期衰变热去除能力。本文... 堆芯捕集器是为有效分散堆芯熔融物并防止压力容器下封头与熔体大规模接触而被破坏的非能动预防和缓解装置。在钠冷快堆(SFR)中,堆芯捕集器的结构直接影响碎片床的堆积形状和分布,进而影响碎片床的再临界性和长期衰变热去除能力。本文针对堆芯捕集器的结构设计优化开展数值研究,重点关注其烟囱结构设计对碎片床形成和分布的影响机理及规律。基于无量纲刚度系数和无量纲阻尼系数改进离散元法(DEM),通过改变堆芯捕集器烟囱顶盖垂直投影边长、顶盖倾斜角度和烟囱间距,研究碎片颗粒的运动和碎片床的形成行为。结果表明,堆芯捕集器的烟囱顶盖垂直投影边长、烟囱顶盖倾角和烟囱间距对碎片床的堆积形状和分布均有重要影响,碎片颗粒的二次散射对于改善碎片床的均匀性至关重要。 展开更多
关键词 钠冷快堆 堆芯捕集器 离散元法 碎片床
下载PDF
基于多孔介质方法的钠冷快堆冷却剂沸腾现象模拟
17
作者 惠天宇 佟立丽 曹学武 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2024年第7期106-114,共9页
基于两流体六方程模型针对钠的气液两相分别构建守恒方程,采用蒸发冷凝模型表征两相质量交换,分别使用显式和隐式处理方法对蒸发冷凝模型进行计算,同时考虑了Sobolev阻力模型、两相对流换热模型以及相间动量交换等本构关系,开发了适用... 基于两流体六方程模型针对钠的气液两相分别构建守恒方程,采用蒸发冷凝模型表征两相质量交换,分别使用显式和隐式处理方法对蒸发冷凝模型进行计算,同时考虑了Sobolev阻力模型、两相对流换热模型以及相间动量交换等本构关系,开发了适用于模拟钠冷快堆冷却剂沸腾的多孔介质分析方法,利用KNS-37失流实验L22工况数据进行了对比验证,并利用L29工况流量数据验证模型的适用性。结果表明,所建立的钠沸腾多孔介质分析方法可以较好地模拟钠冷快堆沸腾现象,预测沸腾发生时间在6.3 s左右,与实验相差0.2 s,温度和流量的总体变化趋势与实验数据吻合较好。 展开更多
关键词 钠冷快堆 钠沸腾 多孔介质方法 两流体六方程
下载PDF
大型池式钠冷快堆热功率的计算和不确定度分析
18
作者 郭忠孝 杨军 +1 位作者 喻宏 刘一哲 《自动化与仪表》 2024年第9期6-9,14,共5页
反应堆的核功率无法直接测量,通过测量中子注量率的大小来表征核功率的大小,因此核电厂通常采用热功率刻度反应堆的核功率。池式钠冷快堆冷却剂系统采用钠-钠-水3个回路的布置形式,与压水堆存在较大差异,由于系统配置的不同,热功率的计... 反应堆的核功率无法直接测量,通过测量中子注量率的大小来表征核功率的大小,因此核电厂通常采用热功率刻度反应堆的核功率。池式钠冷快堆冷却剂系统采用钠-钠-水3个回路的布置形式,与压水堆存在较大差异,由于系统配置的不同,热功率的计算方法与压水堆也存在一定差异。该文分析了大型池式钠冷快堆热功率的计算和不确定度分析方法,用于反应堆核功率测量仪表的标定。计算结果表明,对于大型池式钠冷快堆,热功率计算的不确定度在事故分析初始功率的保守假设之内。堆芯热功率的计算结果主要取决于蒸汽发生器的功率计算,其余各项对最终计算结果的影响小于1%。 展开更多
关键词 钠冷快堆 热功率 不确定度
下载PDF
快堆堆芯三操作头模型出口冷却剂温度振荡流固传递特性实验研究
19
作者 李陈晨 陆道纲 +2 位作者 曹琼 杜永琪 马本浩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期765-775,共11页
来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流... 来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流固热耦合的研究相对较少。本文通过数值模拟计算,确定了三组操作头组合三叶梅花导流筒的实验装置,以水代替钠作为工质开展了堆芯出口温度振荡实验研究,并获得了温度振荡从流体到固体的传递特性。结果表明:流体在冷热操作头交界区域温度振荡比较强烈,在近操作头处冷热流体产生剧烈温度振荡,向中心测量柱底壁面逐渐衰减;固体温度振荡主要发生在壁面附近比较薄的区域,在40 K温差和0.3 m/s流速工况下,温度振荡传递到固体内2.5 mm处几乎消失;基于实验结果,修正了已有的温度振荡衰减经验公式,预测精度在±5.7%以内。 展开更多
关键词 钠冷快堆 三操作头 中心测量柱 温度振荡 流固传递特性
下载PDF
高温液钠与不锈钢界面润湿机制研究
20
作者 田浪浪 马誉高 +4 位作者 张卢腾 朱怡儒 唐思邈 马在勇 潘良明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1902-1911,共10页
钠冷快堆的主要特点是将液态钠作为堆芯冷却剂,因此液态钠与不锈钢固液界面的润湿现象在该堆芯系统中普遍存在。高温液钠在不锈钢界面的润湿性能与结构材料的腐蚀程度、材料自洁以及测量仪器精度等直接相关。本文通过可视化实验和分子... 钠冷快堆的主要特点是将液态钠作为堆芯冷却剂,因此液态钠与不锈钢固液界面的润湿现象在该堆芯系统中普遍存在。高温液钠在不锈钢界面的润湿性能与结构材料的腐蚀程度、材料自洁以及测量仪器精度等直接相关。本文通过可视化实验和分子动力学数值模拟的方法,针对高温液钠与不锈钢界面的润湿特性开展研究,结果发现:液钠与不锈钢的润湿转捩(接触角90°)温度在320~335℃附近;不锈钢表面的Cr_(2)O_(3)层会抑制液钠前驱膜的形成,使得液钠等效润湿半径减小,导致液钠与不锈钢界面润湿性变差;随着温度逐渐升高,液钠与Cr_(2)O_(3)层逐渐反应生成NaCrO2,使得液钠与不锈钢界面润湿性转好。 展开更多
关键词 钠冷快堆 液钠 不锈钢 润湿性 接触角
下载PDF
上一页 1 2 10 下一页 到第
使用帮助 返回顶部