搜索结果: 46-60 共查到“知识库 裂变堆工程技术”相关记录617条 . 查询时间(2.243 秒)
基于遗传算法的钠冷快堆堆芯流量分区优化设计方法
钠冷快堆 流量分区 遗传算法
2020/9/20
钠冷快堆采用封闭组件，流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要途径。传统的流量分区优化设计方法的计算量随组件数的增加呈指数增长，不适用于解决大型问题。本文建立了流量分区设计的最优化模型，并设计了基于最优个体保存策略的遗传算法，以燃料最高温度限值和包壳温度限值为边界条件，搜索出使活性区平均出口温度最高以及活性区总流量最小的最优流量分区方案，为解决大型钠冷快堆堆芯流量分区优化设计问题提供了新的途径。
为减小流动工质与燃料组件模型之间因折射率差异给可视化流场测量带来的影响，将四氢化萘和无水乙醇混合得到一种新型有机玻璃（PMMA）折射率匹配（RIM）液。实验测量了不同浓度混合溶液的折射率、密度、动力黏度和雷诺数，并研究了4个变量对温度的敏感性。结果表明：在25 ℃时，四氢化萘(72.2%)-无水乙醇(27.8%)混合溶液与PMMA的折射率相等；Newton方程在预测混合溶液的折射率时与实验测量数据...
钠雾化喷射技术是大量放射性废钠处理的一项关键技术，为探索钠雾化工艺，设计了钠雾化设备，并对钠雾化喷射的动力学性能进行研究。试验在体积为2.4 m3的密封容器内进行。氩气气氛下，采用激光粒度仪测量距喷头150 mm处钠喷射液滴粒径的分布，试验压力分别为0.05、0.1和0.15 MPa。试验结果表明：3种压力下，喷射中位粒径分别为567.2、554.8和544.2 μm，中位粒径随喷射压力的变大而变...
小型NaK热真空电磁泵热控措施影响分析
电磁泵 热真空 数值计算 热控措施
2020/8/20
热真空电磁泵是一种在热真空环境条件下使用的高温电磁泵，换热途径的缺失使得设备整体温度很高，高温会使结构和功能材料的性能剧烈下降。本文采用数值计算方法对中国原子能科学研究院研制的小型NaK热真空电磁泵内构件温度分布进行了计算。结果表明：在泵沟外壁采用真空隔热屏、气密腔室内外壁喷涂黑体涂层的热控措施行之有效，降低了设备内构件尤其是励磁线圈的温度，提高了设备的使用寿命。
重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究
重水研究堆 退役 辐照石墨 潜能释放
2020/8/20
重水研究堆堆内石墨构件在长期中子辐照下将会累积潜能，为确保重水研究堆堆内石墨构件安全退役及处理处置，本文采用差示扫描量热仪对重水研究堆3个不同位置所取热柱石墨样品进行了潜能测量，扫描温度范围为10～550 ℃、升温速率为10 ℃/min。结果表明：3个位置的样品在80～500 ℃温度积分区间内潜能释放量分别为70.690、42.167、18.158 J/g；潜能释放率曲线峰值温度均大于300 ℃，...
燃料棒在堆内运行时，由于初次破口会导致包壳发生二次氢化现象，二次氢化是导致燃料棒发生严重破损的重要因素。针对实际工况下的破损燃料棒，在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施（303热室）上开展了相关辐照后检验，并采用热室金相手段，对燃料棒二次氢化行为进行了观察分析。结果表明：二次氢化破口有明显的氢化肿胀现象；氢化物分阶段从内壁扩散到外壁，并形成“日爆”现象；二次氢化部位芯块温度明显升高，并会导致芯...
高温气冷堆石墨构件的碰撞力学行为研究
高温气冷堆 石墨构件 碰撞
2020/8/20
高温气冷堆的反射层和隔热层主要由数量庞大的石墨砖和碳砖组成，在地震或冲击载荷作用下，部件之间可能发生滑移和碰撞，影响其结构完整性。简化的数值分析模型是研究这种大规模散体结构的重要手段，而其中模拟碰撞的非线性连接单元参数对分析的收敛性和结果的准确性至关重要。本文对高温气冷堆中石墨构件的3种典型碰撞形式进行了实验研究，测量得到了各碰撞模式下碰撞时间和恢复系数与碰撞速度的关系。针对碰撞实验中边界条件与堆...
为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求，中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序，针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示，针对1 GWt钍增殖熔盐堆，利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下keff最大差异约1 200 pcm。结合核数据对keff的灵敏度分析显示...
钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究
钠冷快堆 反应性意外引入 保护参数整定值
2020/8/20
在反应堆系统中，当反应堆处于异常工况时，如果运行参数超出保护限值，则由保护系统触发相关保护动作，以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型，在发生反应性意外引入事故时，借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法，基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事...
49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析
泳池堆 RELAP5程序 低温供热堆 自然循环 全厂断电叠加紧急停堆系统失效
2020/8/20
针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况，选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故，使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示，49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应，事故后，由于燃料和冷却剂温度升高，从而引入一定的负反应性，使反应堆处于次临界状态；同时堆芯通过与堆水池建立自然循环，将衰变热带出，最终依...
钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证
衰变热 系统分析程序 FR-Sdaso 程序验证
2020/8/20
反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一，停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成，停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型，该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1—2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1—2005标准的最大相对...
具有外套管的释热元件表面温度求解
套管结构 对流换热 迭代法
2020/8/20
为进行具有外套管的释热元件的性能分析，需准确计算元件包壳外侧的温度分布。由于套管结构内外均存在流体，传热情况较为复杂，因此本文基于传热基本方程和能量守恒关系，设计开发了专用的迭代算法和计算程序求解该结构温度分布，并采用典型算例，将计算结果与Fluent软件仿真结果进行对比。结果表明，本文程序计算结果与Fluent软件仿真结果的相对误差小于5%。基于本算法编写的程序模块与燃料元件性能分析程序相耦合，...
低过冷流场中蒸汽水下喷注直接接触冷凝声学特性研究
低过冷流场 直接接触冷凝 汽羽流型 声学特性
2020/8/20
低过冷流场中蒸汽水下喷注直接接触冷凝（DCC）是核动力舰船冷凝器热井鼓泡除氧的热力基础，该过程涉及强湍动、相变、多相流等复杂行为，可诱发强烈的流场压力脉动与辐射噪声，是影响舰船声隐身性能的重要因素。针对该问题，本文通过实验对流场过冷度2.8~14.7 ℃范围内蒸汽水下喷注DCC过程的汽羽流型演化和声学特性进行研究。结果表明，蒸汽质量流速和流场过冷度对汽羽流型演化具有不同的作用机制和影响规律。低过冷...
情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识（SSA）水平及行为形成因子（PSF）对班组SSA的影响，基于情景意识全面评估技术（SAGAT）建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明，个体SA（ISA）水平与SSA水平有关，ISA级别越高，SSA级别越高；ISA和班组SSA都受到PSF的影响，PSF的状态水平越高，ISA和SSA的水平越高；对于不同的实验场景...