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先进型沸水堆的热工水力设计和热工裕量(The Thermal Hydraulic Design and Thermal Margins of Advanced Boiling Water Reactor )
先进型沸水堆 热工水力设计 热工裕量
2008/10/8
简要介绍先进型沸水堆（ABWR）热工水力设计的特点、安全限值与热工裕量及热工水力设计与URD的符合性。
秦山核电厂安全壳热工水力计算分析
热工 水力 计算分析
2008/10/7
应用CONTEMPT-LT/028,CONTEMPT-4/MOD3和COMPARE三个安全壳热工水力分析程序,对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故和失水事故的响应进行了计算分析,并根据计算结果对秦山核电厂安全壳作了评价。
上置式水力驱动控制棒
水力驱动 控制棒
2008/10/7
为提高200MW低温核供热堆经济性，对控制棒结构进行优化设计。在新的控制棒方案中，将控制棒驱动缸移到堆芯活化区以上，控制棒由浮动式活塞带动上下移动。由于驱动缸移出堆芯，燃料组件排布不再缺角，减小了堆的水铀比和堆内的中子吸收，增加了堆的运行时间。适当地加大驱动缸的直径和壁厚，有效降低了制造难度，提高了控制棒运行的可靠性。通过数值计算，分析了上置式水力驱动控制棒的落棒时间。
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聚变堆混和球床包层中子学和热工水力特性研究
热工水力特性 中子学 聚变堆混和球床
2008/9/28
在聚变堆初步概念设计的基础上，针对固态包层设计路线，提出了一个先进的氦冷固态包层概念。设计采用Be12Ti和Li2TiO3陶瓷小球混和球床，物理和化学相容性好；采用SiC作为结构材料，提高耐高温性能及氦气出口温度。计算结果表明：选择Be12Ti和Li2TiO3球体积比在2和4之间较合理；在Be12Ti和Li2TiO3球体积比为3时，6Li富集度取30％~80％较适宜；球床的最高温度低于材料的温度...
水力控制棒驱动系统失压工况的实验研究
水力控制棒驱动系统
2008/9/28
利用200MW低温核供热堆水力控制棒驱动系统的1∶1实验台架模拟系统失压工况,进行控制棒步升、步降、开阀落棒及关泵开阀落棒实验,并与正常工况下的提棒、落棒的实验结果进行比较。实验结果表明:在系统失压工况下,控制棒能正常提棒、落棒;模拟系统失压工况下的弹棒,系统压力与压力壳压力具有瞬时跟随特性,未出现控制棒弹棒事故。对实验的失压速率和事故分析得到的失压速率进行了比较,验证了系统具有良好的安全性和可...
水力驱动控制棒步进缸三维流场数值模拟
数值模拟
2008/9/28
应用计算流体力学程序CFX5对水力驱动控制棒步进缸内部的三维流场进行了计算和分析。结果表明:步进缸内大部分区域流体流速较小,压力较高,且变化不大,发生明显变化的部位主要分布在步进缸底部水管入口及截面突变处、内外套对孔处和排气孔处。
套管式双面加热蒸汽发生器的热工水力分析
热工水力 蒸汽发生器
2008/9/27
为研究套管式双面加热蒸汽发生器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述蒸汽发生器物理现象的一维均匀流数学模型。应用该模型，开发了可计算稳态和瞬态工况下一回路和二回路冷却剂温度场、焓场的直流蒸汽发生器热工水力程序。计算结果对直流蒸汽发生器结构设计、运行具有指导意义。
水力驱动控制棒极限落棒冷态原理实验
水力驱动 低温核供热堆
2008/9/26
针对控制棒水力驱动系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,根据控制棒水力驱动系统的工作原理,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在200MW低温核供热堆控制棒水力驱动系统的1∶1实验台架上进行了冷态实验。结果表明:控制棒的落棒速度明显提高,棒外与棒内差压在卸压一定时间后能够达到较高的数值。说明水力驱动控制棒在冷态摩擦力卡棒和倒置等极限条件下,能够克服一定量的摩擦阻力或能够克服重力插入堆芯。
水力驱动装置冲击实验研究
水力驱动装置 半正弦脉冲
2008/9/26
水力驱动装置是利用流体动压原理设计的一种新型控制棒驱动机构。本工作实验研究水力驱动装置在冲击载荷下的动力学响应。在半正弦脉冲冲击加速度±30 g、作用时间11 ms实验条件下,水力步进缸的外套响应速度低、位移小,在冲击过后,水力驱动装置未出现跳步或降步现象,表明它在实验冲击载荷下是稳定的。
压强偏移法求解离心级联水力学静态特征根
水力学 离心级联
2008/9/25
求解离心级联水力学静态特征根是同位素离心分离领域的一个重要研究课题。本工作将扩散级联水力学中使用的方法应用到离心级联水力学中，利用压强偏移方程，通过求解完全方程组，得到了离心级联水力学完整的4个静态特征根。与扩散水力学对比可看出，两者极为相似，即在有供取料时，均有4个特征根，Z2为主特征根，而Z4=1均为由供取料引起的根。最后，在无供取料情况下，对压强偏移和流量偏移两种求解方法进行比较，结果表明，...
研究性重水反应堆工艺管水力特性实验
水力特性 重水反应堆
2008/9/25
一、概述中国科学院原子能研究所研究性重水反应堆,于1958年开堆时发现,当反应堆处于满负荷的正常运行状态时,重水泵的磨损指示器中气体增长非常迅速,经十五分钟即将指示器充满(约0.3升);当重水泵在1500转/分运行时,气体增长的速度更加显著。试验证明,气体是来自反应堆内部。由于活性区液面气泡层的存在,会降低反应堆的反应性并影响重水泵的正常工作。
自然循环系统热工水力学特性的均相模型分析
低含汽量
2008/9/24
在低压低干度汽水两相流稳定性实验研究的基础上 ,建立了对 2 0 0MW核供热堆热工水力学实验回路HRTL 2 0 0进行分析计算的均相模型。稳态流动特性和密度波振荡特性的分析结果表明 :均相模型获得的稳态流量分析结果大于实验值 ;均相模型虽能得到高干度和低干度两个密度波振荡区域 ,但在低干度区域 ,不考虑过冷沸腾区时 ,均相模型给出的结果不能清楚显示出原本很狭窄的低含汽量流动不稳定区域及两条稳...