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压水堆核电厂硼酸腐蚀问题及其管理对策探讨
1
作者 赵万祥 王水勇 +3 位作者 陈明亚 徐成杰 杨林 程诚 《化工机械》 2025年第5期877-882,共6页
介绍了压水堆核电厂反应堆一回路面临的硼酸腐蚀主要问题和压水堆核电厂与硼酸腐蚀管理相关的国内外核安全法规要求。从反应堆一回路压力边界潜在泄漏部位识别、硼酸泄漏监测和趋势分析、硼酸腐蚀评估、电厂硼酸腐蚀管理大纲建立等方面... 介绍了压水堆核电厂反应堆一回路面临的硼酸腐蚀主要问题和压水堆核电厂与硼酸腐蚀管理相关的国内外核安全法规要求。从反应堆一回路压力边界潜在泄漏部位识别、硼酸泄漏监测和趋势分析、硼酸腐蚀评估、电厂硼酸腐蚀管理大纲建立等方面,探讨了国内的压水堆核电厂一回路压力边界硼酸腐蚀问题的管理对策。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 硼酸腐蚀 管理对策
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压水堆核电站一回路材料的硼酸腐蚀行为研究
2
作者 王水勇 赵万祥 +3 位作者 陈明亚 徐成杰 杨林 程诚 《化工机械》 2025年第5期738-743,共6页
压水堆核电厂中低合金钢和碳钢在硼酸腐蚀溶液中的均匀腐蚀问题是电厂关注的主要腐蚀问题之一,研究中选取压水堆核电站一回路常用的几种低合金钢和碳钢材料,在模拟一回路正常工况环境、停堆工况和硼酸泄漏环境下进行实验研究,基于腐蚀... 压水堆核电厂中低合金钢和碳钢在硼酸腐蚀溶液中的均匀腐蚀问题是电厂关注的主要腐蚀问题之一,研究中选取压水堆核电站一回路常用的几种低合金钢和碳钢材料,在模拟一回路正常工况环境、停堆工况和硼酸泄漏环境下进行实验研究,基于腐蚀速率参数研究上述材料的硼酸腐蚀行为,最终建立硼酸腐蚀速率预测方法和硼酸腐蚀风险分析方法,为压水堆核电厂一回路腐蚀管理问题提供有益的参考。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 硼酸腐蚀 风险预测分析
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反应堆构件活化和剂量计算研究
3
作者 于成龙 王显涛 刘仕倡 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第10期162-167,共6页
放射性源项调查是反应堆退役制订方案、估算费用和进度及作好辐射防护和应急准备的重要依据。反应堆构件在中子辐照过程中由于中子活化反应会产生大量的放射性核素,其产生的衰变光子是反应堆退役过程中工作人员面临辐射剂量的主要来源... 放射性源项调查是反应堆退役制订方案、估算费用和进度及作好辐射防护和应急准备的重要依据。反应堆构件在中子辐照过程中由于中子活化反应会产生大量的放射性核素,其产生的衰变光子是反应堆退役过程中工作人员面临辐射剂量的主要来源。采用蒙特卡罗粒子输运程序(cosRMC、MCNP)和活化计算程序(DEPTH、ALARA)相结合的方法计算反应堆构件在运行一定时间后产生的放射性核素核子数密度、活度和几个主要构件的辐射剂量率。对比通过两个不同活化程序计算得到的计算结果,相对偏差在可接受范围内,表明了cosRMC的活化计算和剂量率计算功能应用于反应堆退役分析的可靠性和准确性。 展开更多
关键词 反应堆退役 cosRMC ALARA 活化计算 剂量计算
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轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理 被引量：25
4
作者 刘鹏 薛飞 +4 位作者 戴忠华 陈世均 朱文彬 汪小龙 遆文新 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第S1期93-96,共4页
在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老... 在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。 展开更多
关键词 奥氏体不锈钢铸件 热老化 老化管理 评估
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锕系可燃毒物板状燃料组件燃耗特性研究 被引量：7
5
作者 于涛 刘金聚 +6 位作者 谢金森 谢芹 陈珍平 赵鹏程 刘紫静 曾文杰 徐士坤 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期1-7,共7页
为研究锕系可燃毒物在板状燃料组件的燃耗特性和延长寿期的适用性,本研究以不同富集度的板状燃料为对象,计算分析了相同初始组件无限增殖因数(kinf)情况下的锕系可燃毒物装载量、燃耗深度、235U利用率等。结果表明,在低富集度(4%~7%)情... 为研究锕系可燃毒物在板状燃料组件的燃耗特性和延长寿期的适用性,本研究以不同富集度的板状燃料为对象,计算分析了相同初始组件无限增殖因数(kinf)情况下的锕系可燃毒物装载量、燃耗深度、235U利用率等。结果表明,在低富集度(4%~7%)情况下,240Pu可燃毒物在寿期内表现出较好的转换效应,235U利用率高,可起到延长堆芯寿期的作用;在中等富集度(25%~40%)情况下,240Pu可燃毒物的转换效应减弱,而231Pa可燃毒物表现出较好的转换效应;在高富集度(70%~97%)情况下,231Pa可燃毒物的转换效应减弱,但含231Pa组件的235U利用率和达到的燃耗深度在所选锕系核素中最大;240Pu可作为长寿期低富集度燃料可燃毒物的选择,231Pa可作为长寿期中等、高富集度燃料可燃毒物的选择。 展开更多
关键词 锕系核素 可燃毒物 板状燃料 燃耗特性 235U利用率
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压水堆一回路模拟腐蚀氧化物的溶解去污试验 被引量：6
6
作者 刘文仓 谢建勋 +1 位作者 宋娟 张晓文 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第1期42-48,54,共8页
本文介绍了对两种压水反应堆一回路模拟腐蚀氧化物 (铁镍铬氧化物和铁镍氧化物 )的溶解去污试验结果。选择的去污剂为 0 .3%草酸、0 .1%柠檬酸和 0 .1%高锰酸钾。结果表明 ,实验温度为 95℃、去污时间在 6～ 4 8h范围内 ,0 .3%草酸对铁... 本文介绍了对两种压水反应堆一回路模拟腐蚀氧化物 (铁镍铬氧化物和铁镍氧化物 )的溶解去污试验结果。选择的去污剂为 0 .3%草酸、0 .1%柠檬酸和 0 .1%高锰酸钾。结果表明 ,实验温度为 95℃、去污时间在 6～ 4 8h范围内 ,0 .3%草酸对铁镍铬氧化物和铁镍氧化物的溶解率分别为 2 4 .1%～ 6 5 .3%和 4 .9%～ 6 4.4 % ;0 .1%柠檬酸对二者的溶解率分别为 2 .2 %～ 4 .4 %和 0 .37%～ 1.5 5 % ;0 .1%高锰酸钾对二者几乎没有溶解作用。采用在草酸或柠檬酸去污前使用高锰酸钾去污剂的二步去污法 。 展开更多
关键词 压水堆 一回路 溶解 去污 腐蚀氧化物
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10MW高温气冷堆磁轴承转子结构与固有频率的关系研究 被引量：3
7
作者 杨国军 耿文骥 +1 位作者 李红伟 于溯源 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 2003年第4期72-76,共5页
基于MSC.Marc软件,分析了10MW高温气冷堆能量转换系统中转子结构与 固有频率的关系,研究了转子系统的动力特性,为磁轴承控制系统的设计奠定了基础, 同时也为大型磁轴承的研究积累经验。
关键词 高温气冷堆 磁轴承 固有频率 有限元方法 转子结构 动力特性 控制系统 能量转换系统
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华龙一号设备冷却水系统多目标优化设计
8
作者 赵伟光 于沛 +2 位作者 曾晓波 范广铭 阎昌琪 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期616-624,共9页
为了改进华龙一号核岛冷链系统中的设备冷却水系统设计裕量大,解决该系统冷源利用率低和经济性较差的问题,根据系统热负荷传递逻辑和系统设计与运行特点,建立了设备冷却水系统性能指标评价数学模型,以重量、体积、系统投资费用与系统能... 为了改进华龙一号核岛冷链系统中的设备冷却水系统设计裕量大,解决该系统冷源利用率低和经济性较差的问题,根据系统热负荷传递逻辑和系统设计与运行特点,建立了设备冷却水系统性能指标评价数学模型,以重量、体积、系统投资费用与系统能耗为优化目标,通过开发的优化算法进行了多目标优化,并讨论了设备冷却水系统的部分指标变化对4个目标的影响。研究结果表明,在满足冷链系统性能指标需求的前提下,通过优化算法寻找设备冷却水系统温度、压力与大流量设备的流量的组合,找到了4个目标相对最优的方案。该优化设计方案不仅能够有效解决设备冷却水系统在设计时存在的问题,还有效地提高华龙一号设备冷却水系统的经济性,减小设备在厂房中占用的空间,具有实际的工程意义,为后续华龙一号冷链系统的研究和设计方案开发提供了参考。 展开更多
关键词 华龙一号 设备冷却水系统 经济性 多目标优化 性能指标评价模型
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华龙一号疲劳监测和瞬态统计系统研制 被引量：4
9
作者 崔怀明 唐传宝 +2 位作者 白晓明 艾红雷 刘佳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第5期80-84,共5页
华龙一号是我国自主研发的第三代核电技术,疲劳监测和瞬态统计系统是华龙一号中重要的监测系统,对提高核电厂安全性和经济性均有积极的作用。中国核动力研究设计院研制了具有自主知识产权的疲劳监测和瞬态统计系统。该系统由25个测温组... 华龙一号是我国自主研发的第三代核电技术,疲劳监测和瞬态统计系统是华龙一号中重要的监测系统,对提高核电厂安全性和经济性均有积极的作用。中国核动力研究设计院研制了具有自主知识产权的疲劳监测和瞬态统计系统。该系统由25个测温组件、1台信号处理机柜和1台计算工作站组成,包含导热反问题、格林函数应力计算、冷却剂环境疲劳计算、瞬态统计等多个模块,具备一回路系统疲劳状态监测和运行瞬态自动识别统计的功能。该系统通过原理样机与工程样机的研制,相关关键技术通过验证得到固化,技术成熟,具备工程应用条件。 展开更多
关键词 华龙一号 疲劳监测 瞬态统计
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多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析 被引量：5
10
作者 刘建阁 彭敏俊 蒋立国 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期210-214,共5页
为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用... 为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。 展开更多
关键词 一体化轻水堆 破口事故 失流事故 安全分析
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轻水堆物理组件计算程序 被引量：2
11
作者 章宗耀 程和平 +2 位作者 季永成 谢仲生 尹邦华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第3期41-49,共9页
对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,... 对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,复盖了目前PWR和BWR堆芯组件的几何结构和核不均匀性。研究结果表明,穿透几率程序TPXY是当前工程上实用的计算效率最高的组件计算程序。 展开更多
关键词 轻水堆 物理组件 中子输运方程
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混合遗传算法在压水堆换料优化中的应用 被引量：4
12
作者 王涛 谢仲生 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期522-525,共4页
针对遗传算法和禁忌搜索算法的优点与缺陷,提出了遗传算法与禁忌搜索算法相结合的混合优化算法.该混合优化算法结合了遗传算法在全局搜索上的优点和禁忌搜索算法在局部搜索方面的优点,与标准遗传算法相比,在搜索能力和收敛速度上都有较... 针对遗传算法和禁忌搜索算法的优点与缺陷,提出了遗传算法与禁忌搜索算法相结合的混合优化算法.该混合优化算法结合了遗传算法在全局搜索上的优点和禁忌搜索算法在局部搜索方面的优点,与标准遗传算法相比,在搜索能力和收敛速度上都有较大提高.为验证其优越性,使用国际原子能机构IAEA公布的Kalinin 5核电厂WWER 1000型堆芯第二循环换料基准题以及秦山第六循环堆芯换料问题进行了优化计算比较与校验.结果表明,遗传算法和禁忌搜索相结合的混合优化算法比单独使用遗传算法能够获得更好的堆芯布置方案,获得了更大的适应值,循环寿期增加了20 d,并且收敛速度也有所提高. 展开更多
关键词 遗传算法 禁忌搜索算法 混合优化法 六角形
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AP1000核电站常规岛主要热力管道材料选择 被引量：13
13
作者 吴家凯 陈娟 《广东电力》 2010年第2期75-79,共5页
针对AP1000压水堆核电站的特点,对AP1000常规岛主要热力管道可考虑选用的各种材料的化学成分及力学性能进行综合对比分析,给出各热力管道对应的推荐选用材料:主蒸汽、旁路蒸汽管道和主给水管道选用WB36CN1材料,凝结水管道选用20+Cr材料... 针对AP1000压水堆核电站的特点,对AP1000常规岛主要热力管道可考虑选用的各种材料的化学成分及力学性能进行综合对比分析,给出各热力管道对应的推荐选用材料:主蒸汽、旁路蒸汽管道和主给水管道选用WB36CN1材料,凝结水管道选用20+Cr材料,过热抽汽管道选用20号钢,湿度较大的抽汽管道选用AP335P11材料。 展开更多
关键词 AP000核电站 常规岛 管道材料
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高温气冷堆氦气透平循环热工特性的初步研究 被引量：35
14
作者 王捷 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 2002年第9期91-95,共5页
模块式高温气冷堆氦气透平直接循环发电方案是建立在带有回热器、预冷器、间冷器的闭式布雷登循环的理论基础上的 ,是集安全性、经济性为一体的先进方案 ,有着良好的发展前景。本文对高温堆氦气透平循环的热力过程进行了分析 ,揭示了各... 模块式高温气冷堆氦气透平直接循环发电方案是建立在带有回热器、预冷器、间冷器的闭式布雷登循环的理论基础上的 ,是集安全性、经济性为一体的先进方案 ,有着良好的发展前景。本文对高温堆氦气透平循环的热力过程进行了分析 ,揭示了各参数之间的关系。然后 ,对高温堆氦气透平循环进行了优化计算 ,得到了一个优化设计方案。另外 ,还对高温堆氦气透平循环的功率控制特性进行了简要分析。本文的研究结果显示高温堆氦气透平循环效率可达 4 7 9% ,将来随着材料科学和相关技术的发展循环效率有望进一步提高。 展开更多
关键词 高温气冷堆 氦气透平循环 热工特性 循环效率
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压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估 被引量：22
15
作者 束国刚 陆念文 《中国电力》 CSCD 北大核心 2006年第5期53-58,共6页
介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级,对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述。主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开... 介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级,对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述。主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂和金属疲劳。介绍国外压水堆核电厂关键金属部件老化和寿命评估的基础研究及新进展,并结合我国国情提出了核电厂老化和寿命评估研究的建议：应重视材料在压水堆运行环境下的老化机理研究,同时应开展大尺寸试验,发展寿命评估技术。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 关键金属部件 老化 寿命评估
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基于三维模型的核电厂4D大修信息化平台技术研究 被引量：2
16
作者 陈钢 姜胜耀 胡四光 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期180-184,共5页
核电厂大修是核电厂运维中的重要工作,由于核电厂属于复杂庞大的资产密集型企业,加上辐照影响和核安全性的要求,使得大修管理的难度较大。探讨研究了核电厂大修的特点、难点和痛点,论述了核电厂大修4D信息化平台技术的必要性和4D大修信... 核电厂大修是核电厂运维中的重要工作,由于核电厂属于复杂庞大的资产密集型企业,加上辐照影响和核安全性的要求,使得大修管理的难度较大。探讨研究了核电厂大修的特点、难点和痛点,论述了核电厂大修4D信息化平台技术的必要性和4D大修信息化平台的建立和应用的方法和步骤,并详细介绍了4D大修信息化平台技术在国内应用的案例和实用成效。4D大修信息化平台作为产品生命周期管理(PLM)系统的局部应用,可为核电厂大修提供标准化、可视化、模块化的专业维修管理服务。 展开更多
关键词 核电厂 三维模型 大修 汽轮机 设备可靠性 项目管理
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超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟 被引量：1
17
作者 傅晟威 周翀 +1 位作者 许志红 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期69-74,共6页
对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳... 对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。 展开更多
关键词 滑压启堆 动态模拟 ATHLET-SC 超临界水堆
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超临界水冷堆述评 被引量：16
18
作者 陆道纲 彭常宏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期743-749,共7页
超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45%。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCW... 超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45%。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。 展开更多
关键词 超临界水冷堆 概念设计 安全性
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CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究 被引量：1
19
作者 张亚东 刘振华 +2 位作者 岳芷廷 冉怀昌 乔雅馨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期682-688,共7页
49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%～33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CAR... 49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%～33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。 展开更多
关键词 中国先进研究堆 49-2游泳池式反应堆 乏燃料 反应堆设计 乏燃料直接再使用
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环形燃料元件内冷却剂流动换热特性的数值研究 被引量：1
20
作者 周云龙 吴明婷 +1 位作者 黄娜 李洪伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1170-1181,共12页
相较于传统棒束燃料元件,内外双冷却通道的环形燃料元件具有堆芯功率密度高同时燃料温度低的优点,研究其热工水力特性具有重要意义。本文采用计算流体动力学(CFD)方法对内外冷却的环形燃料元件内外冷却流道的流动沸腾进行数值模拟,根据... 相较于传统棒束燃料元件,内外双冷却通道的环形燃料元件具有堆芯功率密度高同时燃料温度低的优点,研究其热工水力特性具有重要意义。本文采用计算流体动力学(CFD)方法对内外冷却的环形燃料元件内外冷却流道的流动沸腾进行数值模拟,根据模拟结果对内外冷却流道的温度场、二次流速度及换热系数等参数进行分析。结果表明:最大二次流速度出现在燃料棒近壁面处;环形燃料元件外流道温度场分布呈现间隙处温度高,各子通道温度低的分布趋势;固体燃料棒表面温度在轴向同一位置处,沿周向以90°为周期变化;换热系数呈现规律性波动,单棒的不同周向角度换热系数存在较大差异,沿周向以90°为周期变化,周向角度为45°、135°、225°和315°位置处均出现温度极大值。本文结果可为环形燃料元件工程应用提供理论参考。 展开更多
关键词 环形燃料 流动沸腾 换热特性 数值模拟
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