【摘 要】
：
中国实验快堆CEFR 非能动余热排出系统(PRHRS)是非常重要的非能动安全系统，能利用其自然循环能力及时地排出堆芯余热，空冷器(AHX)更是其中的关键设备，但空冷器内钠温存在被冷冻的风险，尤其是在反应堆低功率低温运行时存在着因空冷器冷冻后导致余热无法导出的隐患。本文基于ANSYS CFX 软件，用三维模拟结合一维程序计算的方式对中国实验快堆非能动余热排出系统从热备用状态转入冷却工况时，风门打开的
【机 构】
：
中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京,102413
【出 处】
：
2015年首届研究堆应用技术学术交流会
论文部分内容阅读
中国实验快堆CEFR 非能动余热排出系统(PRHRS)是非常重要的非能动安全系统，能利用其自然循环能力及时地排出堆芯余热，空冷器(AHX)更是其中的关键设备，但空冷器内钠温存在被冷冻的风险，尤其是在反应堆低功率低温运行时存在着因空冷器冷冻后导致余热无法导出的隐患。本文基于ANSYS CFX 软件，用三维模拟结合一维程序计算的方式对中国实验快堆非能动余热排出系统从热备用状态转入冷却工况时，风门打开的过程中空冷器钠侧和空气侧的温度与流量响应进行计算，计算域为空气域和钠域，边界条件为钠侧和空气侧的进口温度，首先进行模型换热能力和稳态工况验证，然后进行瞬态计算，最终得到各个反应堆运行工况下的空冷器换热管钠侧出口温度变化，并对结果进行分析。本文所做工作得出了若干初步结论，可对快堆非能动余热排出系统的设计以及风门的控制提供参考。
其他文献
基于UHx-H2 体系的微型自控反应堆(HRSR)是一种新型堆型，在固有安全性、经济性、灵活机动性等方面具有其他反应堆无法比拟的优点.HRSR 反应堆的最大特点是采用铀低温吸氢、高温放氢的特性来对反应堆进行控制，整个循环过程表现为非能动型.温度低时，金属铀吸氢，从而增加铀氢体系中的固态氢与铀的比例，增加体系的有效增殖系数，这个过程中体系放出大量的热使温度升高，热导管中的冷却剂将产生的热量带入热交换
在新型核能系统中，冷却剂在并联通道内分配均匀性问题有广泛的应用背景。本文采用计算流体力学(CFD)软件，对含较长支管的并联通道内单相流流量分配问题进行三维数值模拟，分析比较了入口条件、支管长径比、总管与支管截面比、汇流引出方向(U 型及Z 型布置)对流量分配的影响，得到并联通道内的压降、流速及支管流量分配情况，并得出实现流量分配均匀的方法。结果表明：影响并联通道流量分配均匀性主要因素是管道几何结构
反应堆供电系统是反应堆的关键系统,供电系统可靠与否关系着反应堆的能否安全可靠的运行.因此供电系统出现异常现象,必须查明原因,并进行整改.2014 年12 月19日,研究堆在进行应急演习时发生供电异常现象,如：09 子项失电、核测A 和功保A 通道瞬间失电后电源恢复导致重启、主控室所有保护信号红灯亮起、专设触发虹吸终止阀B 打开、主控室照明变暗,应急电源照明切换为灯具自带电池照明、工艺楼西侧照明出现
铅基堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性，已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。其研究得到了国内外的普遍重视，包括欧盟、中国、俄罗斯、美国、日本等国都制定了长远的发展计划。铅基堆应用灵活，不局限于常规的供电，也可用于其他领域，如可作为船舶、潜艇等的动力设备，为海洋平台、海岛等提供能量和淡水，为高原、偏远山区供电、供热，也可进行综合利用，如热电
某反应堆上搭建的冷中子源装置，采用液氢作为低温慢化剂，将反应堆热中子慢化成能量更低的冷中子(10-4eV～5×10-3eV)。与热中子相比，冷中子具有更强的波动特性，其波长与大多数物质的原子、分子间距相当，其能量与原子间热运动具有同一数量级，是在分子原子水平上研究物质结构和微观运动规律的理想工具之一，在凝聚态、生物分子等物质结构研究中起着重要的作用，在新材料、生命科学等诸多学科领域也有着广泛的应用
CMRR 首炉换载计算采用的是确定论物理计算程序包WIMS-SN-CITATION.该程序包主要针对传统的压水堆或重水堆，而CMRR 是一种较为先进的新型研究堆，具有堆芯紧凑、组件类型多、控制棒价值大、能谱变化大、局部中子注量率畸变严重等特点，程序的计算适用性较差.为此，对WIMS-SN-CITATION 程序包的部分截面数据以及燃耗和控制棒价值计算进行了修改和调整优化.为了验证带燃耗计算程序的准
反应堆供电系统在2013 年11 月7 日出线停电事故，此次停电事故与2011 年以来两次停电类似，为查明原因，对反应堆供电系统的输电线路、中压配电系统、低压配电系统、应急电力系统及后备电力系统等进行了细致排查，通过排查发现以下问题：低压配电母排搭接不符合国家规范、3 根低压电缆绝缘降低、应急电力系统UPS 滤波电容漏液、应急电力系统A 通道电池组寿命终止以及中压综合保护装置进入故障多发期等隐患。
MAAP 是完整的第二代系统性程序，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果.MAAP 程序被广泛应用在各电厂的严重事故进程分析中.本文介绍了一种以MAAP 为计算核心的严重事故模拟程序，可以实现在核电厂模拟系统中与功率工况和设计基准事故工况模拟程序CATHARE 协同工作从而完成从功率工况、设计基准事故工况到严重事故工况的全工况模拟的运行机制.并实现核电厂模拟系统中功
作为第四代核能系统的优选堆型，钠冷快堆的安全性一直是国内外关注的重点。非能动事故余热排出系统能够在事故下利用自然循环带走堆芯热量，是保证钠冷快堆安全性的重要一环。我国已成功建造了一座65Mw 的池式钠冷实验快堆，并实现了满功率并网发电。中国实验快堆(CEFR)的建造和运行，以及开展的多项安全实验，为大型快堆的设计建造奠定了基础。中国本文针对中国实验快堆开展的非能动余热排出系统试验，研究了CEFR
本文对ZrO2 颗粒在荸荠式包衣机中进行了初步包覆工艺研究；以 WC 颗粒为对象研究了粘结剂含量以及混料包覆时包衣机转速对混料包覆后芯坯均匀性的影响；研究芯坯金相中颗粒分布均匀性的判定方法.结果表明：硬脂酸、聚乙烯醇、聚甲基丙烯酸甲酯(PMMA)三种有机粘结剂最高分解温度均小于芯坯烧结温度(480℃)，分解率达到95％以上，在480℃长时间保温可实现全部分解，可用作包覆混料粘结剂.ZrO2-Al