中国实验快堆(CEFR)物理设计

来源 :中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:guanxinpp
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该文给出中国实验快堆(CEFR)的临界特性、堆芯装载和布置,反应堆的功率分布,控制棒价值,反应性平衡,动态参数,反区性系数和换料方案等物理特性。在满足核设计准则和其他有关准则的基础上,提供一个佳化的堆芯中子学设计,为反应堆的安全运行提供理论依据,并作为其他有关项目设计的依据。
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实验研究了矩形窄缝水平通道内水的单相和饱和沸腾热工水力特性.矩形窄缝通道的间隙分别为0.6mm,1.09mm,1.56mm and 2.03mm.采用电阻法测量加热壁面的局部当地温度.获得了计算矩形窄缝水平通道内水的单相和饱和沸腾的传热和流动阻力特性的经验关系式.实验结果表明,狭窄通道中层流和紊流的换热系数大于常规通道.狭窄通道中的单相摩擦系数明显大于常规通道.由于狭窄通道内的汽泡受到抑止,其饱和
本文根据ASME"STANDARD FOR PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT FOR NUCLEAR POWER PLANT APPLICATIONS",结合大破口,双端断裂事故,对压水堆堆芯损伤的判据进行探讨.论证在PSA中,堆芯模型应采用平均棒模型而不应是热棒模型.
应大亚湾核电站的要求,本文使用CTHARE-Ⅱ/V1.3L-1版程序完成了大亚湾核电站18个月换料蒸汽发生器传热管断裂事故分析.分析结果表明,只要操纵员严格按照SGTR事故操作规程控制ECCS、上充、下泄、喷淋和余热导出系统等,能够在换料水箱排空以前把反应堆带到安全状态,把主回路排放到环境的放射性控制在可以接受的程度,满足核安全法规的要求.
安注时反应堆压力容器中的热工水力特性是一个与反应堆安全密切相关的课题.本文在1/10的模型体上进行了环腔含汽率对高温高压下安注时的压力容器近壁流体温度变化的影响,针对三个热冲击敏感区域的部分测点,得到并分析了不同含气率对下降环腔内近壁流体的瞬态混合特性.结果表明:环腔内没有流动时含汽率对于混合函数较大影响,在安注流速较高时,含汽率的影响大大降低了.当环腔内有流动时,环腔内流体含有少量汽体对于混合函
SSBWR-200是清华大学核能技术设计研究院(INET)在低温核供热堆技术基础之上开发的新一代小型先进简化沸水堆,采用了先进的非能动式余热排除系统(RHRS).本文介绍了非能动余热排除系统的设计,比较了两种具有不同回路结构的RHRS方案,并对主换热器置于不同位置时对RHRS排热能力的影响进行了分析.通过对主蒸汽阀关闭和给水管破裂两类事故的分析,结果表明:设计的非能动余热排除系统能有效的将余热从堆
本文对NECD程序的应用作了一些改进.通过编制接口程序用来处理系统程序RETRAN-02计算结果,生成了满足NECD程序要求的二进制无格式边界条件文件.在NECD程序中加入了WRB-1等临界热通量公式.通过对大亚湾核电厂稳态DNBR和典型事故的分析和校核,表明NECD程序的计算结果是理想的,该程序可以应用于百万级核电厂的设计和安全分析中.
本文采用有限容积法对高通量工程试验堆(HFETR)使用的带肋多层套管燃料元件稳态流场及温场进行了数值模拟,研制了Cash.f程序.该程序采用三维抛物型步进法、紊流模型采用混合长度理论、流体与固体壁面间的耦合关系采用整场求解的方法,且考虑流体物性是其温度的函数.研制的Cash.f程序计算结果与试验结果吻合良好,并用于HFETR堆芯装载方案设计计算.
新型的CANFLEX棒束通过降低元件棒的线功率和改进热工水力特性,增强了棒束的适应性和灵活性.本论文利用Reactor Fuelling Simulation Program(RFSP)和WIMS-AECL程序,本文研究了CANFLEX在CANDU 6堆芯中使用的可行性,设计了适用于两种燃料棒束的不同换料方案.计算表明,在CANDU 6中使用天然铀燃料的CANFLEX棒束是可行的,CANFLEX棒
本文在清华大学核能技术设计研究院(INET)开发的高温气冷堆仿真和控制集成系统(HTRSC)上,对10兆瓦高温气冷堆(HTR-10)的直流式蒸汽发生器出口蒸汽温度的控制进行了研究.采用模糊自整定的PID控制方法,根据模糊推理规则在线调整PID控制参数.仿真结果表明,该控制方法能够满足蒸汽温度的控制要求,具有很好的控制精度,对将来的实际控制方法的实施具有直接的参考价值.
本文针对西安脉冲堆(XAPR)的堆芯特点和运行工况,结合子通道模型,研制了适用于西安脉冲堆的堆芯热工分析程序XAPRTHA.计算了西安脉冲堆堆芯热工参数,并进行了堆芯温度场测量实验.将计算结果与实验数据进行比对,表明XAPRTHA程序具有较好的计算精度,可以用于西安脉冲堆的热工水力分析.