核电厂余热导出系统的设计探讨

本文介绍了核电厂不同堆型中预热排出系统的设计特点,并分析了系统设置的主要差异,探讨更加有效的余热排出方式。     

管壁直接加热式大功率电加热组件的研制

为完成反应堆热工水力学特性的研究,保障反应堆运行安全,该文根据模拟对象的工作环境、结构参数和释热特征,研制了一套能够较为安全、稳定、准确模拟反应堆堆芯释热的大功率电加热组件,并在此基础上进行了一系列电磁、力学数值分析和单件试验.实验结果证明,研制成品通过了一系列性能和安全实验测试,指标达到了设计要求.     

基于CFD模型的安全壳地坑过滤器上游分析工作

由于瑞典Barseback核电站的堆芯熔化事故,全球核电站都开展了新型地坑过滤器的设计工作。碎片的传递分析是设计工作的一个重要部分。通过逻辑树方法,碎片传递分为破裂传递、冲洗传递、水池传递和再循环传递四个阶段。传递过程中,碎片需要满足最小湍流动能TKE和最小流速要求,保证碎片在流体中悬浮、翻滚、滑行和过台阶,最终传输到地坑过滤器。利用CFD分析方法,对安全壳厂房进行三维建模,对碎片传递过程中的湍流动能TKE和流速进行分析,得到传递到地坑过滤器的碎片的传递比。     

高温气冷堆

高温气冷堆,通俗地说,反应堆就是"原子锅炉",是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。高温气冷堆的堆芯温度可达1600摄氏度,氦气出口的温度高达900摄氏度,这是其他任何类型的反应堆都达不到的。高温气冷堆,通俗地说,反应堆就是"原子锅炉",是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常,反应堆的核燃料是铀235,在中子的作用下能够产生核     

核动力仿真实验系统的开发及其在教学中的应用研究

针对核动力工程专业人才培养条件的短板,研究开发基于PC机的核动力装置仿真实验系统,并在课堂演示、理论验证分析实验、运行实践训练、假想事故模拟分析和自主设计实验的教学环节进行了实践应用,为开展核动力工程专业的教学改革进行了有益的探索。     

第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计

AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的燃料组件增设了中间搅混格架,但应用经验较少。堆芯换料方案都为长周期换料,EPR为高泄漏换料方案,中子泄漏较多,但堆芯功率容易展平。AP1000的长周期换料方案更为灵活,为低泄漏方案,提高了中子利用率,为了展平功率,提出了较多新型设计理念,使燃料组件种类增加,堆芯装载更为复杂。     

月表核电站堆芯物理特性设计研究

论文提出并初步论证了未来可用于月球表面核反应堆电站的方案 HPCMR（heat-pipe cooled module fast reactor power system），整个电站由三个相同的模块组成，每个模块均包含有锂热管导热的堆芯单元、热电偶转换单元、钾热管辐射器单元、转动控制鼓单元，以及堆芯顶部屏蔽单元。并对其中子物理特性开展深入研究，结果表明，方案具有发射质量少，固有安全特性好的优点。     

一体化压水堆堆芯动态特性仿真研究

本文建立了一体化压水堆堆芯的数学模型．包括中子动力学模型、反应性反馈模型和堆芯热工水力模型，并通过仿真对一体化压水堆和传统的分散布置压水堆的动态特性进行了比较．仿真结果表明所建立的数学模型是合理的。