微机型船用核动力工程仿真器系统初步设计

基于船用核动力装置安全管理、开发研究的需求及核电站仿真技术的发展,分析了研制微机型船用核动力工程仿真器系统的重要意义。按软件工程的思想,从仿真器系统的功能设计、总体设计、模块设计三方面论述了该系统的设计思路及实现方法,并对日本核动力舰船"陆奥"号的回路系统进行了初步的模拟设计。该系统的实现将进一步提高船用核动力装置的优化设计、安全运行和科学管理水平。

核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。

核电站工程模拟器中的RELAP5建模

文章涉及数值反应堆系统(DRS)组成部分之一的核电站热工水力模块的PELAP5建模方法。建模分为:RELAP5源程序的改造;利用原始RELAP5进行电厂的常规建模;利用改造后的RELAP5进行电厂的特殊建模。该电厂模型构造方法不仅可动态采集RELAP5模型节点上的参数,且可动态控制节点上的部分参数,满足核电站工程模拟器的要求。

船用核动力装置^(16)N在线检测系统研究

在线监测主蒸汽系统的放射水平是提高船用核动力和气轮机系统的可用率和运行重要措施之一。核电厂已装备了NaI探头16N辐射在线监测系统,但不适用于船用。讨论了以BGO为探头的紧凑型船用16N辐射在线检测仪研发的关键问题,检测系统设计方案及其关键技术。

舰艇动力装置应急维修作业复杂性量化研究

基于软件工程中程序复杂性量化的熵值法,提出了适应舰船动力装置应急维修作业复杂性评估的量化方法MTC.针对舰船动力装置,在分析影响维修作业复杂性主要因素的基础上,建立了维修作业的图熵模型,运用熵值法分别量化各影响因素的复杂性,应用MTC法得出维修作业复杂性的量值.应用MTC法对蒸汽给水系统支路管道裂纹抢修过程复杂性进行量化分析,并对MTC法的有效性进行了验证.结果表明,MTC法的量值与维修时间具有相同的变化趋势,量值可较准确表征维修作业的复杂性程度.

膜态沸腾条件下高温颗粒周围流体热动力特性的实验研究

利用已有的实验和理论基础 ,对高温球体与冷液在膜态沸腾条件下的多相混合结构进行详细的小规模实验研究 ,分析了单个高温颗粒在水中阻力受力的情况。发现高温小球在冷却剂中的速度比冷球的低 ,且随球温的升高而减小。目的是利用小规模实验研究单个高温颗粒的传热和阻力特性 ,可以分割各种在膜态高速沸腾条件下干扰换热与运动的影响因素 ,从而从本质上了解该结构条件下的热动力特性。

紧凑型核动力系统的热工水力数值模拟

将多孔介质模型应用于紧凑型核动力系统的热工水力数值模拟,开发了计算程序,并以船用反应堆为例进行了初步的分析计算。为紧凑型核动力系统的热工水力特性整体多维模拟提供了可行的方案,也为紧凑型核动力系统综合分析平台的研制打下了基础。

膜态沸腾下高温颗粒热动力特性理论分析

对膜态沸腾条件下冷液中运动高温球传热阻力耦合特性理论模型进行了分析,以液膜质量、动量和能量守恒方程为基础,结合对高温颗粒在冷却剂中运动的详细受力分析,提出了一个基于特殊复合结构的高温颗粒在冷却剂中运动的传热阻力数学物理模型。对该模型进行数值分析求解,得到高温颗粒下落速度的理论计算值,并与实验值进行了比较。

一个基于MultiGen/Vega的虚拟场景漫游系统

复杂场景的虚拟实时漫游是虚拟现实的一个重要的应用方面,它在娱乐、旅游、虚拟培训、文化宣传与交流、城市规划等领域有着广泛的应用前景。文章以大亚湾核电站为原型,使用建模工具MutiGen和开发工具Vega,介绍了开发虚拟核电站实时漫游系统的实际应用。

压力对N-甲基二乙醇胺混合哌嗪水溶液脱碳速率的影响

通过实验室填料塔研究了加压下(0. 2—0. 6MPa)哌嗪 (PZ)混合N 甲基二乙醇胺 (MDEA)水溶液吸收CO2的动力学。研究结果表明当CO2 分压大于 0. 1MPa时,压力会强化在气液界面的表面扰动,使得CO2 吸收速率较常压模型值大,并且该速率随压力的增大而增加。得到了哌嗪混合MDEA水溶液脱碳常压动力学模型的压力修正式。

SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述

SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。

秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究

采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。

核电厂控制与保护系统动态仿真

分析了CHASHIMA核电站的测量系统、控制与保护模型、系统设备及设备失效模型、辅助系统管网模型。然后,基于C语言编制了控制与保护系统动态仿真程序模块PROSYS,并将其用于在工程模拟器,在模拟器上实现了CHASHIMA核电站控制与保护系统的动态仿真。该工程模拟器已应用于核电站安全分析,以及为核电站先进主控室设计提供软件支持和验证服务。实际应用结果显示,该仿真软件能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能。

圆管临界热流密度的流体模化

为了评价现有的临界热流密度(CHF)流体模化技术,在氟里昂-12热工实验装置上完成了φ202.5圆管CHF实验。在此基础上,用不同的数据源,比较了Ahmad补偿失真模型、鲁钟琪模型、Groeneveld模型和Stevens-Kirby经验比例因子模型的预测精度和适用范围,为复杂流道中的CHF流体模化研究奠定了基础。

定位格架对4×4棒束临界热流密度流体模化的影响

基于棒束临界热流密度(CHF)流体模化研究现状,进行了 4×4 棒束 CHF流体模化的实验研究。实验结果表明:适用于圆管的CHF流体模化模型不再适用于 4×4 棒束,最后一道定位格架对 4×4 棒束在氟利昂 12中的 CHF有明显的影响,表明定位格架对棒束 CHF流体模化有复杂的影响,需进一步研究。

低温气液两相流数值计算

低温工质两相流动在很多场合都存在 ,研究深冷剂在两相流动时参数的分布有着很重要的作用。文中采用一维均相流模型对液氮循环流动过程进行稳态数值模拟 ,得到了循环流动过程中液氮含汽率、压力和温度沿管程方向的分布情况 ,并对由于不同回路条件引起的不同结果进行了分析。

两相自然循环系统静态流量漂移及其实验验证

本文基于均相模型,运用非线性分岔理论,计算预测了两相自然循环系统静态分岔(流量漂移)解图。定义了对应系统静态分岔点的理论最大输热能力限,讨论了实际流量漂移发生点。同时分析了系统的迟滞效应及系统压力、入口阻力等对分岔解图的影响。首次用针对性实验验证了两相自然循环静态分岔及其迟滞现象;对有关参数效应亦进行了实验验证研究。

秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。

填料塔中活化MDEA吸收CO_2的模拟研究

根据近期国内外关于活化MDEA(N 甲基二乙醇胺)溶液吸收二氧化碳的基础研究,以及有关填料塔的研究结果,针对目前脱碳工业设计与改造的需求,对工业脱碳塔的吸收过程进行了深入研究。以化学工程的基本原理为基础建立了数学模型,对活化MDEA脱碳过程中吸收塔的塔高计算提出了新的模拟方法,建立了相应的模拟软件,通过与工业实际的对比,计算获得了较好的效果。