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。

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。

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。

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。

加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究

通过研究表明:加速器驱动快-热包层耦合次临界系统(ADFTS)具有同时高效嬗变锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的优点。从中子物理学角度,对ADFTS的能量放大行为进行了分析,提出了快包层中子放大系数和快-热包层中子耦合系数的概念,并给出了中子放大系数的计算方法。对加速器驱动次临界系统的增殖能力进行了研究。研究表明,ADS具有比常规临界反应堆更高的增殖能力。

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。

加速器驱动快/热耦合次临界系统的概念设计

对加速器驱动快/热耦合次临界系统进行了概念设计研究。在该系统中,内区的快包层和外区的热包层是相互独立的,快、热包层之间为空腔和B4C包层以实现单向耦合。快包层装以合金(MA+Pu)Zr为燃料,热包层初始循环装以氧化物(Th+Pu)O2为燃料,平衡循环装以(Th+233U+Pu)O2为燃料。99Tc,129I和135Cs分别以单质、NaI和CsC l的形式装入热包层。该系统具有较高的能量放大倍数、嬗变效率和燃料转换比:系统能量放大系数不低于320;锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的嬗变支持比分别为1个和2个压水堆;热包层的燃料转换比为0.715。

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。

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。

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。

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。

蒸汽发生器主蒸汽管道^(16)N传输时间的分析与计算

利用监测二回路主蒸汽管中16N辐射来实现蒸发器传热管破损在线检测是一种直接而有效的方法;主蒸汽管道16N传输时间的计算是在线检测系统的关键技术之一。分析了传热管发生泄漏时的16N放射性核素迁移过程,对16N传输时间的计算原理和方法进行了探讨,并以"陆奥"船用核动力装置为例,计算了三种情况下传热管发生泄漏时16N的传输时间。

水蒸汽爆炸粗混合阶段机理研究的实验设计

高温颗粒在粘滞性冷液中沸腾蒸发瞬变运动引发蒸汽爆炸的工程安全问题,其流体动力特性与人们熟知的颗粒在粘滞性流体内的运动特性完全不同,是一个多相热物理基础问题,涉及的过程和现象十分复杂。为了验证高温颗粒在粘滞性冷液中下落阻力特性的蒸发曳力模型,设计了高温颗粒下落冷池沸腾可视化实验装置。

蒸汽爆炸粗混合阶段冷液中高温球传热阻力耦合特性的实验研究

采用蒸发曳力模型,设计了高温颗粒同水相互作用的实验装置,进行了一系列单个、多个粒子在不同温度、不同入水初速度和不同冷液过冷度情况下的系列阻力实验。初步实验分析表明,高温颗粒在刚刚穿过冷液表面时的下沉速度明显低于冷态颗粒的速度。实验值与蒸发曳力模型计算值符合较好。

退役核设施放射性存留量估算方法研究

源项调查是核设施退役的一个重要环节。本文运用辐射探测技术获得的反应堆控制棒辐射场实测数据,结合照射量率计算的基本公式,建立了一种简捷、实用、可靠的放射性存留量估算方法；并以一组控制棒照射量率的实测数据为例,对其放射性存留量进行了估算,对该方法的主要误差来源及应注意的问题进行了探讨。

冷液中运动高温球传热阻力耦合特性实验研究

高温颗粒与冷液接触会引发剧烈的沸腾蒸发瞬变现象,涉及到工程安全,是一高速瞬变多相传热问题。本实验室设计建立了高温颗粒下落冷液沸腾可视化实验装置,初次实验将1个或有限几个高温球形颗粒坠入水中,利用高速摄像机记录其在冷液中的运动速度,证实了确实存在由周围冷液快速蒸发引起的作用在运动中高温颗粒上的特殊阻力,验证了高温颗粒的蒸发曳力模型。

高温颗粒下落冷池的沸腾蒸发瞬变阻力特性研究

设计建立了高温颗粒下落冷液沸腾可视化实验装置 ,初次实验将一个或有限几个高温球形颗粒坠入低沸点的冷液中 ,利用高速摄像机记录其在冷液中的运动速度 ,以了解由周围冷液快速蒸发引起的作用在运动中高温颗粒上的特殊阻力 。

多群蒙特卡罗程序MCMG的开发与基准校验

基于连续能量蒙特卡罗程序MCNP开发了多群蒙特卡罗程序MCMG。利用由栅元程序WIMS产生的随燃耗变化的多群宏观均匀化截面取代连续能量点截面,大大提高了程序的计算速度,同时也解决了蒙特卡罗程序不能进行燃耗计算等问题。针对输运修正引起的自散射截面导致的负概率抽样现象,提出了一种非负修正方法,并用基准计算验证了该方法的正确性。

利用数字图像识别技术的两相流参数检测研究

气液两相流的研究在核反应堆工程中具有重要的应用价值。文章以处理高温颗粒沉降冷池实验图像为例，介绍基于数字图像识别技术的气液两相流参数检测方法。通过利用差影算法减少背景噪声、图像的二值化处理和填充处理、气泡特征分析、气泡中心坐标的确定等得到两相流中气泡、液滴和颗粒的尺寸和运动速度以及气膜分布等两相流重要参数。