检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2016年第2期50卷 198-203页

作者：王晋张东辉胡文军中国原子能科学研究院快堆研究设计所北京102413

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序(FASYS程序)。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进... 详细信息

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序(FASYS程序)。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。

关键词：池式钠冷快堆系统分析程序程序开发

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池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析

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核动力工程 2022年第4期43卷 25-30页

作者：杜鹏单建强邓坚刘余丁书华陈伟袁鹏吴增辉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发... 详细信息

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题,实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟,同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置,为池式快堆安全设计提供参考。

关键词：池式钠冷快堆热分层三维系统分析模型瞬态热工分析

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池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

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原子能科学技术 2018年第12期52卷 2164-2170页

作者：师泰张东辉中国原子能科学研究院北京102413

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及... 详细信息

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^(-11)(堆·年)^(-1),双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。

关键词：池式钠冷快堆概率安全分析严重事故

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池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用

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原子能科学技术 2020年第10期54卷 1849-1857页

作者：王凤龙杨勇黄树明张强王事喜吴明宇徐治龙邵静万海霞中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413 中国核电工程有限公司北京100840

针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组... 详细信息

针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明:6种事故的放射性后果均低于GB 6249—2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。

关键词：池式钠冷快堆设计基准事故超设计基准事故计算方法

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池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究综述

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原子能科学技术 2024年第S02期58卷 271-283页

作者：张钰浩赵海琦沈熙昊袁晓晓宋海洁陆道纲隋丹婷华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发... 详细信息

钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发展为解决上述问题提供了重要技术路径,本文对池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究进行综述。对于全堆一体化整体计算,获取池式钠冷快堆典型对称/非对称工况下的三维温度场分布及关键热工参数瞬态变化,评价其余热排出能力;对于局部部件或区域精细化计算,获取局部三维流动与传热特征参数,也为全堆一体化计算提供关键输入。相关研究为池式钠冷快堆安全稳定运行及设计优化提供重要支撑。

关键词：池式钠冷快堆池式复杂空间多路径流动传热特性三维数值模拟

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池式钠冷快堆电厂运行方案仿真研究

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核科学与工程 2011年第1期31卷 28-40页

作者：张厚明段天英刘国发中国原子能科学研究院北京102413

以Matlab软件Simulink为仿真软件平台,通过理论分析、推导,建立了池式钠冷快堆电厂各主要系统的模型,包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷、热钠池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道、泵模型及蒸汽发生器模型;同时建立了以... 详细信息

以Matlab软件Simulink为仿真软件平台,通过理论分析、推导,建立了池式钠冷快堆电厂各主要系统的模型,包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷、热钠池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道、泵模型及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的功率调节系统模型并采用闭环控制来控制步进电机运行。基于这些模型构建了池式钠冷快堆电厂的模型。在反应性扰动,一、二回路流量扰动及负荷降低时对"堆跟机"运行方案仿真,分析所获得的仿真结果,结果表明池式钠冷快堆电厂采用"堆跟机"方案时运行良好,此方案可作为池式钠冷快堆电厂的运行方案。

关键词：池式钠冷快堆模型运行方案仿真 MATLAB Simulink

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池式钠冷快堆二回路钠比活度研究

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核科学与工程 2010年第3期30卷 223-227,233页

作者：王勇周培德杨勇张强中国原子能科学研究院北京102413

池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它... 详细信息

池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它们之间的关系,找到设计池式钠冷快堆时确定二回路比活度设计值的方法。研究表明,二回路工艺间中冷阱间的剂量当量率决定了二回路钠比活度值的上限;而从堆容器材料损伤和二次钠事故后果等方面限制推算出的比活度限值远高于上限值,可以据此规律来确定中国示范快堆的二回路比活度设计值,并通过堆本体的屏蔽达到此设计值。

关键词：二回路钠比活度池式钠冷快堆

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池式钠冷快堆双环路12%差异非对称功率运行及流量调节缓解工况的三维数值模拟

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科学技术与工程 2021年第25期21卷 10703-10709页

作者：梁江涛陆道纲赵海琦符精品杨军郭忠孝张钰浩华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 中国原子能科学研究院北京102413

双环路池式钠冷快堆在部分事故运行工况下,堆本体内一回路的两组环路可能出现非对称功率运行工况,使得钠池内出现特殊的非对称三维热工分布特征,对核电厂的正常运行产生一定影响。基于三维数值模拟方法,对池式钠冷快堆进行全尺寸一体化... 详细信息

双环路池式钠冷快堆在部分事故运行工况下,堆本体内一回路的两组环路可能出现非对称功率运行工况,使得钠池内出现特殊的非对称三维热工分布特征,对核电厂的正常运行产生一定影响。基于三维数值模拟方法,对池式钠冷快堆进行全尺寸一体化计算,模拟当一回路两个环路的冷却功率不相等时,一回路主热传输系统的三维热工水力变化。并分析流量分配调节措施对池内非对称运行现象的缓解效果,获取钠池内整体三维温度、流动分布特性。计算结果表明,两环路在12%冷却功率差异的非对称运行条件下,两环路中间热交换器(intermediate heat exchanger,IHX)出口温差可达20℃,经适当的流量分配调节后,可补偿冷却功率差异造成的非对称现象,在较高运行功率下两个环路的温度场可以形成基本稳定的对称分布,两环路IHX出口温差仅约3℃,双环路非对称效应得到有效缓解,关键区域和部件的热工参数可以满足安全要求。三维计算结果是对现有一维、二维计算程序的有力补充,可为核电厂设计、运行提供三维数值参考。

关键词：池式钠冷快堆非对称运行一回路系统流量调节三维数值模拟

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基于集总参数法的池式钠冷快堆无保护失流工况分析

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核技术 2020年第5期43卷 54-60页

作者：房鹏杨永伟赵泽龙中国科学院近代物理研究所兰州730000 中国科学院大学核科学与技术学院北京100049

快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一。快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析具有重要意义。本文采用集总参数法建立池式快堆的一回路模型... 详细信息

快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一。快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析具有重要意义。本文采用集总参数法建立池式快堆的一回路模型,基于MATLAB编写核热耦合程序并对其进行无保护失流事故工况的安全分析,并将计算结果与实验值及其他机构计算结果进行了对比。结果显示:集总参数法的计算结果与实验和其他机构计算值均符合较好,验证了程序的可靠性。使用该程序可对池式钠冷快堆在无保护失流事故中的堆芯行为与固有安全性做出较为准确的预估计算。

关键词：集总参数法池式钠冷快堆无保护失流工况分析

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池式钠冷快堆事故余热排出系统实时仿真研究

池式钠冷快堆事故余热排出系统实时仿真研究

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作者：姜博哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

池式钠冷快堆具有较好的非能动安全性能,作为第四代先进核能系统的代表堆型之一,根据固有安全性的设计原则,其事故余热排出系统可以在无外加动力情况下利用密度差驱动自然循环排出堆芯热量,保证反应堆安全。本文通过分析池式钠冷快堆事... 详细信息

池式钠冷快堆具有较好的非能动安全性能,作为第四代先进核能系统的代表堆型之一,根据固有安全性的设计原则,其事故余热排出系统可以在无外加动力情况下利用密度差驱动自然循环排出堆芯热量,保证反应堆安全。本文通过分析池式钠冷快堆事故余热排出系统的热工结构和物理规律,建立相应的数学物理模型,主要包括:堆芯盒间流模型,冷、热钠池传热模型,独立热交换器模型,空气热交换器模型,泵惰转模型,堆芯衰变热模型,流动换热与阻力模型以及相应的钠、空气物性辅助模型等。针对上述模型,以网格法“控制体”的思想对其进行节点划分,采用二阶迎风差分格式对换热器进行差分,采用Gear算法求解燃料导热方程及热工水力基本模型,针对动量方程采用四阶Runge-Kutta法进行求解。上述方法可以使数学模型有较高的求解速度和精度,满足实时仿真要求。基于FORTRAN语言并对方程进行模块化设计,编写的针对池式钠冷快堆事故余热排出系统的仿真程序,其稳态验证中各参数仿真值与设计值误差在1%以内。本文引入全厂断电事故对事故余热排出系统进行仿真验证。依照全厂断电事故序列,对事故余热排出系统环路内自然循环的建立和发展进行了研究分析,并对不同环境温度及环路失效等工况做出验证,其结果表明:全厂断电事故发生后,冷却剂温度随着流量的急剧下降而升高,强迫循环向自然循环转换,在事故发生后900s左右形成稳定的自然循环;非能动余热排出系统可以有效地排出堆芯余热,保护反应堆安全,在设计工况下,流经堆芯的最大流量为12.3kg/s,反应堆堆芯出口温度峰值为570℃,与钠沸腾温度(890℃)相比有很大的安全裕度,排出余热时间约为10h;入口空气温度影响事故余热排出系统工作性能,空气入口温度越低,其排热能力越强;相对独立的两个环路具有较好的工作性能,当环路失效时,非能动余热排出系统也可以排出堆芯余热,保证反应堆安全。本文中的各工况均能达到超实时仿真要求,该程序已移植到SimExec平台上与其他回路系统进行连接。

关键词：池式钠冷快堆非能动余热排出系统自然循环实时仿真

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