中国广核集团中广核研究院堆工中心:以“五个一”工程打造“青年文明号”

反应堆设计是核电厂设计的龙头,其产品是核电厂的心脏。堆工中心承担着中国广核集团全部在运核电厂运营技术服务、全部在建电厂设计和小型堆、四代堆等新堆型研发的责任,是承担着中国核电"走出去"光荣使命的核电研发国家队之一。堆工中心现有员工188名,35岁以下青年员工占比86.2%,92%的员工拥有硕士以上学历,半数以上具有海外工作经历。

基于不确定分析的CPR1000核电厂大破口事故研究

大破口失水事故(LB LCOA)是事故后果最恶劣的设计基准事故之一,传统LB LCOA分析采用保守方法,近年来逐渐采用最佳估算叠加不确定性的方法。本文基于最佳估算的热工水力系统分析程序LOCUST,对CPR1000核电厂大破口事故进行不确定性分析,既考虑了程序模型方面的不确定性输入,也考虑了电厂状态参数的不确定性,分析得到了95%置信度下95%概率的燃料包壳峰值温度(PCT)。结果表明,采用不确定性分析方法可以挖掘LB LOCA的安全裕量。

耦合电极直流等离子体物理场数值模拟研究

针对等离子体发生装置的电极寿命,尤其是阴极寿命在很大程度上制约了该项技术的应用,以直流转移弧等离子体发生装置为对象,提出优化Fluent二次开发功能,将以往只能通过大量编程处理的计算模型做等效处理,并以此为基础建立了耦合电极的二维轴对称的磁流体动力学模型,包含一般流体控制方程组、Maxwell方程组与电子连续性方程等在内,计算得到各粒子数密度分布,修正了电导率分布规律,补充了自由燃烧电弧的电极-电弧之间的能量传递过程,最终得到较为合理的电极温度分布及流场分布,从而为工业用非转移弧发生装置的寿命预测工作提供了方法基础。

放射性废物玻璃固化专用等离子体炬的数值模拟与实验研究

采用了数值模拟与实验结合的方法研究了用于模拟放射性固体废物玻璃固化的非转移弧型等离子体炬的电、热特性。基于包括电弧室和开放空间在内的3D模型得到了电弧等离子体和等离子体射流的温度场。根据计算结果,电弧室内的最高温度位于第一阳极内,达到41.77×10 K;弧电压的计算值高于实测值,二者之间的差异随着电流强度的增大而逐渐减小。采用该等离子体炬熔融模拟废物的实验发现,所确定的等离子体炬到炉底的距离能够满足废物熔融的要求,与计算的结果相符合。上述结果表明,数值模拟的结果可以作为等离子体炉工程设计的依据,并可以用作进一步分析等离子体炉炉膛内工艺过程的输入条件。

直流电弧等离子炬温度场-电场分布特性数值模拟

由于热等离子体技术能源利用率高、工艺清洁且效果良好,在固体废弃物焚烧处理中已成为热点开发技术,其中,直流电弧等离子体是近年来放射性固废处理领域的重点研究技术。工业用等离子炬作为实现这一技术的核心装置,其内部温度极高、温度场与电磁场耦合,且实验测试困难,因此发生装置的开发和优化设计必须借助数值模拟手段。以直流非转移弧等离子炬为对象,基于Fluent软件用户自定义函数(user-defined function,UDF)与用户自定义标量(user-defined scalar,UDS)的二次开发功能,通过分析热等离子体的热力学特性,将数值模拟过程与工质气的物性参数(热力学系数、输运系数)、控制方程组源项变化及电极电流分布进行动态链接,建立了2维轴对称的磁流体动力学(magnetohydrodynamics,MHD)计算模型;并采用合理的边界条件,通过求解流体力学控制方程组与麦克斯韦方程组,得到了等离子炬内特征物理参数的分布规律。结果显示:阴极附近电位降显著,电流密度分布集中;层流条件下弧柱区温度分布均匀,中心温度为全流域最高,区域边缘温度梯度较大;阳极附近存在电流密集分布区域,可作为弧根位置预测依据。针对电弧在电极表面的附着现象,后续可继续进行电极-等离子体的耦合模型计算,以得到设备内壁面更加准确的温度分布。

党史在心,青春逐梦——核电青年人的“学-讲-行”党史教育实践

在党的百年诞辰来临之际,中国广核集团中广核研究院有限公司堆工与软件中心团支部积极开展党史学习教育,推出"学-讲-行"红色党史三角教育实践计划,以"青春奋斗中广核,不忘初心跟党走"为主题,开展"学党史、强信念、跟党走"系列学习教育,以覆盖范围广、持续时间长、组织形式新的特点,引导团员青年在党史学习中树牢坚定的理想信念,讲好动人的红色党史,打造过硬的青春堡垒。