开式布雷顿移动堆电源热电转换运行特性稳态分析

该文针对开式布雷顿移动堆电源发电系统热力循环过程及其运行特性,开展系统稳态运行特性建模研究,建立系统运行工况稳态计算模型。在此基础上,研究开式布雷顿循环系统输出功率、效率以及系统内空气流量随转子转速、堆芯功率的变化规律,为系统运行控制研究提供基础。研究表明:在典型工况中,低转速下空气流量随转速增加而明显增加,高转速下空气流量随转速变化不明显;低转速下输出功率随转速增加而增加,高转速下输出功率随转速增加而减小。换热器出口温度对反应堆功率的敏感性随转速增加而降低;输出功率和输出功效率都随反应堆功率增加而增加。

第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究

第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。

新概念熔盐堆堆芯稳态热工水力计算

针对第四代国际核能论坛提出的新概念熔盐堆堆芯的具体特点,采用DRAGON程序计算了堆芯轴向和径向功率分布因子,并对熔盐堆的燃料盐和石墨慢化剂分别建立数学模型,通过数值方法对新概念熔盐堆的稳态热工水力特性进行了模拟。计算得到了堆芯燃料盐的流量分配,代表元件内燃料盐和内外壁温度沿轴向的变化。

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。

CANDU-6型重水堆生产^(60)Co技术研究

从堆芯核设计、调节棒组件结构设计及安全分析等方面,论证了CANDU-6(CANadian Deuterium Uranium reactor)型重水反应堆反应性控制系统用钴调节棒组件代替不锈钢调节棒组件后,具有与原不锈钢调节棒组件相同的功能,即钴调节棒组件结构分类、堆内布置和运行方式与不锈钢调节棒组件相同,并且堆芯物理特性保持不变,也能确保堆芯安全运行及产钴过程中的辐射安全。

ITER脉冲功率变电站一次系统研究与实现

介绍了国际热核聚变堆(ITER)装置的脉冲功率变电站(PPEN)一次系统的设计,包括主变压器、400kV/66kV/22kV这3个电压等级的断路器、隔离开关、互感器、避雷器、母线等的技术要求和选型设计。然后对PPEN系统进行了仿真分析,结果证明PPEN一次系统满足ITER运行的要求。最后对PPEN中方采购包的进展和后续工作进行了简要介绍。

化学反应器的定态及其稳定性分析

针对教材和专业文献中化学反应器稳定性分析方法的局限性 ,提出了计算机作图求解定态点的新方法 ,并给出全面有效的稳定性判据和分析方法 .方便教学和工程应用 .

多段原料气冷激型甲醇合成塔的定态模拟——优化设计及优化操作

以CO、CO_2平行加H_2为甲醇合成的关键反应,以CO、CO_2作为关健反应组分,建立了多段原料气冷激型甲醇合成塔催化床的一维拟均相数学模型。应用C301铜基催化剂甲醇合成的宏观动力学方程,采用Powell直接搜索法,给出达到一定产量、反应器体积最小的优化设计;同时也给出在反应器体积一定的情况下,取催化剂不同的寿命因子时,使产量达到最大的优化操作的模拟计算。由此提供了多段原料气冷激型反应器的优化设计和优化操作的方法。

秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验的预分析

叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好。

MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。

核电站堆芯温度场软测量方法研究

核电站堆芯内部温度是反应堆安全运行的重要参数,由于受到测点安装条件的限制,无法直接测量。为解决该问题,在现有压水堆堆芯功率模型的基础上,结合稳态传热热量守恒方程,构建堆芯温度场的计算模型,推算出堆芯内部温度。并通过数值模拟计算结果与堆芯出口实测值的比较,运用数据不确定度作为判断依据,验证了方法的可行性,得到了堆芯内部不同截面的二维温度分布图,为堆芯内部温度的实时监测提供了理论依据。

铅铋冷快堆堆芯轴向一维单通道稳态分析

通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算,得到了与文献相一致的结论,验证了程序,为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。

某研究性反应堆堆外核测量系统改造设计

某研究性反应堆是以中国原子能科学研究院101研究堆为原型设计的重水反应堆,其堆外核测量系统是反应堆仪表控制系统的重要组成部分,该系统可实时监测反应堆堆芯外中子注量率并向功率调节系统、保护系统等提供必要的反应性信号。本文针对MHWRR运行特性和方式,阐述该反应堆堆外核测量系统的改造设计,详细介绍其系统组成与功能、系统设计、可靠性要求和设备改造及布置等内容。

多用途低温核供热堆运行目标的开环优化研究

为满足海边的工业开发小区在远离淡水网、热网时,由一座低温核供热堆动力厂提供小区全部淡化海水、供热、工业蒸汽和部分用电的需要,目标是在保证安全性的前提下,使低温核供热堆取得最佳的经济效益,达到运行经济性最优。本文采用开环优化的方法,研究低温核供热堆在负荷跟踪运行方式下的稳态运行目标,并为低温核供热堆负荷跟踪控制系统的分析设计提供负荷需求的输入参数。

热电一体化微型空间堆堆芯物理方案设计

热电一体化微型空间堆将堆芯和斯特林热电转换单元集成布置于压力容器内,具有热电转换效率高、结构紧凑、功率密度高及安全性好等特点。本文采用蒙特卡罗程序MCNP对热电一体化微型空间堆进行精细建模,通过合理选取燃料种类、反射层尺寸及控制鼓参数,优化了堆芯物理方案,初步分析了堆芯的中子学特性。结果表明,优化后的热电一体化微型空间堆堆芯满足掉落事故临界安全、动态反应性及运行寿期要求,具有足够大的控制鼓价值及功率分布均匀合理等特点。

空间反应堆反应性事故分析

空间反应堆具有寿命长、功率大、体积小等优点,可以满足太空探索的需要。本文以TOPAZ-Ⅱ空间反应堆为研究对象,建立堆芯中子点堆动力学模型、堆芯热工模型以及堆芯反应性模型,通过编程计算得到堆芯满功率稳态下慢化剂温度和燃料温度。采用全隐式向后差分法求解动态方程组,并以堆芯稳态计算为基础,计算TOPAZ-II空间反应堆堆芯控制鼓转角变化时堆芯功率、慢化剂平均温度、燃料平均温度及反应性。计算结果表明随转鼓的角度发生变化的值越大时,反应性的变化趋势、堆芯热功率产生的波动、慢化剂的平均温度减小的速度和燃料的平均温度减小趋势越大,但一段时间后都能维持在某一稳定值,表明堆芯具有较好的安全性。

船用核动力装置双恒定运行方案控制策略研究

船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂.文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RE-TRAN-02程序分别对主机快速升负荷、主机甩负荷和主机全速正倒车等工况下核蒸汽供应系统的热工水力瞬态过程进行分析.计算结果表明,装置负荷在20%～100%额定满功率范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定,并满足反应堆热工安全性的要求.

车载油浸式空心电抗器稳态电场计算和分析

车载油浸式空心电抗器面临稳态工作电压可达1 100 k V,为保证安全运行,文中分析了稳态情况下车载油浸式空心电抗器的电场强度分布。为减小有限元建模的复杂程度,文中建立了车载油浸式空心电抗器的简化有限元模型并验证了模型的正确性。电场计算结果表明,车载油浸式空心电抗器的内部绝缘油是保证稳态安全运行,不发生放电的重要绝缘组件。电抗器的环氧树脂外壳形状需合理设置以减小电介质极化带来的高电场强度。加装均压球能使车载油浸式空心电抗器的电场强度峰值减小73.12%,进一步减小放电风险的同时,缓解了高场强可能导致的介质老化。

堆芯稳态核设计程序验证基准题衍生技术研究

软件验证是保证核电软件质量的必经步骤之一,基准题验证是核电软件验证的一种重要手段.基准题的数据来源主要是通过自主实验、收集核电厂运行数据、加入国际实验研究计划和购买国际基准题的数据等传统方法获取,但是存在成本高,周期长的问题.为了给堆芯稳态核设计程序验证测试提供更多的验证基准题,本文基于蜕变测试原理提出一种基准题衍生技术,该技术首先建立基准题衍生框架,主要思想是根据蜕变关系的参变量及关系式,直接对原始基准题的相关输入和输出参变量进行计算求解,得到衍生基准题(新的测试用例).再者,针对基准题以固定格式输入卡的形式实现待测程序数据输入的特点,为了提高衍生效率,设计基准题自动衍生算法,开发基准题自动衍生工具系统.最后,以堆芯稳态中子扩散程序的二维、三维基准题的衍生为实例展示.结果表明,该技术可自动地实现单个或者批量生成二维,三维衍生基准题.不但生成数据准确、效率高,而且比传统的方法成本低.

车载油浸式空心电抗器工频磁场计算

车载油浸式空心电抗器没有铁心,在进行特高压GIL交流耐压试验时工作电压高,工作电流大,可能在周围产生较强的磁场。为确保现场试验人员和电抗器周边设备的安全,研究电抗器周围工频磁场分布十分必要。文中对车载油浸式电抗器进行了电路建模,然后基于毕奥—萨伐尔定律计算了车载油浸式空心电抗器周围工频磁场分布。文中计算得到的结果与有限元法计算结果相符。相比有限元法,文中算法对计算机性能要求低,计算速度快,能提高电抗器工频磁场计算效率。同时文中计算得到车载油浸式空心电抗器周围工频磁场分布可为特高压GIL现场耐压试验制定安全准则提供参考。