【摘 要】
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本研究在聚变堆初步概念设计的基础上,针对固态包层设计路线,提出了一个交叉排列氦冷固态包层概念.设计采用Be、Li2TiO3分层球床,氦气冷却管道分两个回路同时冷却,增加系统安全可靠性.借助蒙特卡罗程序MCNP建立11.25°对称模型.分析比较了4种6Li富集度布置方案,结果表明,径向远离第一壁降低6Li富集度比较合理,包层寿期内产氚性能稳定,燃耗在包层寿命运行时间内燃耗分布相对均匀,全堆包层氚增殖
【机 构】
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清华大学核能与新能源技术研究院,北京,100084 核工业西南物理研究院,成都,610041
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本研究在聚变堆初步概念设计的基础上,针对固态包层设计路线,提出了一个交叉排列氦冷固态包层概念.设计采用Be、Li2TiO3分层球床,氦气冷却管道分两个回路同时冷却,增加系统安全可靠性.借助蒙特卡罗程序MCNP建立11.25°对称模型.分析比较了4种6Li富集度布置方案,结果表明,径向远离第一壁降低6Li富集度比较合理,包层寿期内产氚性能稳定,燃耗在包层寿命运行时间内燃耗分布相对均匀,全堆包层氚增殖率为1.176.后续工作需要进一步进行优化结构设计和热工水力设计.
其他文献
本文在水温100℃、板间平均流速7m/s的条件下,对铝制包壳板型燃料组件进行了累计50余天的冲刷试验,板型燃料组件是由元件生产厂家按实际燃料组件图纸、材料及工艺生产,核燃料为贫化铀.试验结果验证了板型燃料组件在较高温度水流长期下冲刷后的结构承载能力和结构完整性,证明加工工艺和水质等因素对燃料组件包壳材料腐蚀有重要影响,试验结果对板型燃料组件的最终设计提供了可靠的实验基础.
本文应用THERMIX程序,对HTR-10初装堆芯条件下满功率稳态实验运行时的温度场进行了计算.为了达到校核程序的目的,将计算结果与反应堆压力容器内实验测点的温度进行了对比,并对计算和实验结果之间的误差作了分析.结果表明,除个别点外,THERMIX程序能较好地模拟10MW高温气冷堆稳态温度分布.
本文使用CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序对大亚湾900MW核电站进行了无高压安注冷段中破口(10英寸和6英寸)失水事故分析.分析结果表明:堆芯虽然裸露,燃料元件峰值包壳温度仍然低于1204℃的验收准则值,堆芯仍然是安全的.
中国先进研究堆(CARR)在停堆后期采用自然循环进行堆芯冷却,这是我国将非能动自然循环瓣阀应用于反应堆自然循环上的首次尝试.本文主要从自然循环瓣阀的动作原理和结构来分析,证明自然循环瓣阀无需人力操作,在堆芯流量和导流箱内外压差的控制下能自动开启和关闭.自然循环瓣阀这种非能动设计能够满足正常停堆和事故停堆下的自然循环冷却要求.体现了CARR的安全性、可靠性和先进性.
中国实验快堆(CEFR)在紧急停堆工况下,会在热钠池上部空间形成热分层现象.从设备结构的完整性分析上看,快堆热分层现象的出现对堆容器和部分堆内构件是不利的,对堆的安全运行构成隐患.本文对国内外在该领域研究状况作了调研,分析国外已有的实验研究和理论计算进展,并结合快堆现有的计算分析程序,对CEFR的热分层现象进行深入和较为全面的计算分析.通过计算分析可以看到,在全厂断电工况下,在热钠池的上部会初步形
本文利用RELAP5/MOD3.2对非能动余热排出系统运行特性进行计算分析,计算结果表明,在失去全部电源事故时,该系统能够顺利地建立3个环路的自然循环运行工况,进而有效地导出堆芯的剩余释热;该计算获得了非能动余热排出系统重要参数随时间的响应规律.以上结论对小型核电站的非能动余热排出系统的运行具有指导意义.
本文通过对螺旋管束的精确几何构造，采用Fluent数值模拟计算了螺旋管外侧气体流动。通过数值积分得出了螺旋层间环形通道的流量分配，分析了边界间隙对流量分配的影响。在理论分析气流管层热弥散机理的基础上，定量给出了环形通道气流的对流弥散，通过在进口引入的温度尖峰，数值上定量评估了气流的热混合。计算结果与相关文献实验基本吻合。
高温气冷堆氦气透平直接循环使用氦气作冷却剂,氦气的物性决定其极易泄漏,泄漏会对于HTR-10GT系统造成一定的影响.精确选取各处的泄漏分布对于准确反映系统的实际运行特性非常重要.本文探讨了泄漏按新的泄漏分析条件--泄漏参数分布,与传统的分析条件平均分布进行了比较,并对系统特性进行了分析,从而得出泄漏按参数分布更与实际循环接近.当系统的循环压比小于3.0时,泄露应采用参数分布来进行系统分析.
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