华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证 被引量：1

1

作者 陈曦 吴清 +4 位作者 邓坚 刘余 任春明 王啸宇 彭欢欢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期248-253,共6页

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。 展开更多

关键词 华龙一号 偏离泡核沸腾比(DNBR) 在线监测

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基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究

2

作者 陈曦 王啸宇 +5 位作者 崔聪 邓坚 刘余 刘卢果 梁禹 彭欢欢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期91-97,共7页

作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提... 作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提出了表征冷热通道温度交换效果的热扩散特性因子,基于计算流体动力学(CFD)技术形成了一整套热扩散特性评价方法,并和试验结果进行了对比验证。对比分析结果表明,数值方法的结果与试验结果相对偏差不超过10%,符合效果良好,在考虑一定保守惩罚的情况下基本上可替代相关试验,极大地提高了设计研发效率。此外,对热工水力参数、定位格架结构、轴向格架数量、格架跨距等因素对燃料组件热扩散特性的影响进行了深入分析,结果表明组件的热扩散特性与格架等结构密切相关,受热工参数的影响不大。 展开更多

关键词 热扩散系数 子通道 计算流体动力学(CFD) 定位格架 温度场

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热管堆铀钼合金燃料高温辐照肿胀研究 被引量：2

3

作者 姚钦文 关玺彤 +4 位作者 程全 代季高 邹远方 何晓军 张爱民 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第11期110-118,共9页

热管冷却反应堆(简称热管堆)选用铀钼合金作为堆芯燃料,这种燃料具有显著的热膨胀和辐照肿胀,因此燃料设计需要关注材料高温下的肿胀。基于部分高温下铀钼合金的辐照数据,考虑温度对铀钼合金辐照肿胀影响,使用COMSOL Multiphysics(简称C... 热管冷却反应堆(简称热管堆)选用铀钼合金作为堆芯燃料,这种燃料具有显著的热膨胀和辐照肿胀,因此燃料设计需要关注材料高温下的肿胀。基于部分高温下铀钼合金的辐照数据,考虑温度对铀钼合金辐照肿胀影响,使用COMSOL Multiphysics(简称COMSOL)对1 kWe Kilopower热管堆方案构建了三维分析模型,完成了热力耦合分析。计算结果表明:使用COMSOL可以有效模拟燃料热膨胀和辐照肿胀行为;与仅考虑热膨胀计算结果对比,寿期末燃料变形和应力均有所增加;燃耗深度达到0.4%时,燃料最大应力为85.1 MPa。在进行更大功率、更深燃耗热管堆方案设计时,需要考虑燃料的辐照肿胀。 展开更多

关键词 热管冷却反应堆 Kilopower 铀钼合金 辐照肿胀 COMSOL

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先进移动式热管小堆特征及应用研究

4

作者 白宗艳 周涛 +1 位作者 刘若淇 薛春辉 《新能源科技》 2024年第5期31-36,共6页

在“双碳”的时代背景下,核能作为低碳清洁能源得到了全球的重视,移动式热管小堆在能源系统转型中起着重要作用。通过研究移动式热管小堆,文章发现其具有灵活性强、经济性高和适应性好等特点,具有较高的非能动安全性、固有安全性和系统... 在“双碳”的时代背景下,核能作为低碳清洁能源得到了全球的重视,移动式热管小堆在能源系统转型中起着重要作用。通过研究移动式热管小堆,文章发现其具有灵活性强、经济性高和适应性好等特点,具有较高的非能动安全性、固有安全性和系统可靠性。正因为具备这些特点,移动式热管小堆在空间、深海、电力、工业等应用领域都发挥着重要作用。 展开更多

关键词 热管冷却反应堆 安全性 经济性 适应性 应用领域

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热管冷却反应堆的兴起和发展 被引量：67

5

作者 余红星 马誉高 +1 位作者 张卓华 柴晓明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期1-8,共8页

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块... 热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。 展开更多

关键词 热管冷却 固态反应堆 模块化设计 非能动安全

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超临界水冷堆国内外研发现状与趋势 被引量：47

6

作者 程旭 刘晓晶 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期167-172,共6页

从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是... 从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 技术特性 发展趋势 路线图

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混合能谱超临界水堆堆芯设计分析 被引量：4

7

作者 程旭 刘晓晶 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第1期43-49,共7页

提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区... 提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值。此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性。所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足。 展开更多

关键词 超临界水堆 堆芯设计 混合中子能谱 同向流动模式

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超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析 被引量：1

8

作者 赵传奇 王昆鹏 +2 位作者 曹良志 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1047-1053,共7页

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FE... 在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 核热耦合

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混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究 被引量：1

9

作者 许志红 傅晟威 +2 位作者 刘晓晶 杨燕华 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1097-1106,共10页

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要... 使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15s,压力容器上部水空间容积大于27m3,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。 展开更多

关键词 混合能谱超临界水堆 失流事故 缓解措施

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环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究 被引量：1

10

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 高新力 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1238-1244,共7页

基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆(SCWR)的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明:制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水... 基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆(SCWR)的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明:制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明:传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 组件均匀化方法

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超临界水冷堆可燃毒物设计与分析 被引量：1

11

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1433-1439,共7页

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er2O3作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布... 在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er2O3作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 可燃毒物

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采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析 被引量：1

12

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期568-572,共5页

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的... 利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 核热耦合

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燃料组件边角栅元偏离泡核沸腾比分析 被引量：1

13

作者 许志红 王喆 +1 位作者 杨萍 史国宝 《核安全》 2016年第2期84-88,94,共6页

燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nucle... 燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nuclear Boiling Ratio,简称DNBR)分析。分析结果表明:边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。 展开更多

关键词 燃料组件 边角栅元 偏离泡核沸腾比

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我国重点发展的先进堆型——快中子增殖堆 被引量：1

14

作者 王洲 《科技导报》 CAS CSCD 1992年第9期47-48,52,共3页

我国核电在起步阶段选定了压水堆作为第一代核电站堆型。但是压水堆的铀资源利用率低(不超过1.5%),要消耗大量天然铀资源。因此,作为第二代核电站堆型的快中子增殖堆(快堆)便提到日程上来,目的是为在下世纪初铀资源短缺时接替退役的压水... 我国核电在起步阶段选定了压水堆作为第一代核电站堆型。但是压水堆的铀资源利用率低(不超过1.5%),要消耗大量天然铀资源。因此,作为第二代核电站堆型的快中子增殖堆(快堆)便提到日程上来,目的是为在下世纪初铀资源短缺时接替退役的压水堆,使天然铀中98.5%未能燃烧的部分,得到充分利用。 展开更多

关键词 快中子增殖堆 核电站 核反应堆

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混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

15

作者 刘晓晶 杨婷 +1 位作者 严勇 程旭 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第1期90-94,共5页

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以... 针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的. 展开更多

关键词 超临界水冷堆 混合中子能谱 多层燃料组件 耦合分析

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改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

16

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期265-269,共5页

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计... 为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。 展开更多

关键词 双排棒组件 三维核热耦合 超临界水冷堆 平衡循环堆芯

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热管冷却反应堆核热力耦合研究 被引量：19

17

作者 马誉高 刘旻昀 +7 位作者 余红星 黄善仿 柴晓明 谢碧衡 韩文斌 刘余 杜政瑀 何晓强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期191-196,共6页

热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力... 热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 展开更多

关键词 热管冷却反应堆 多普勒反应性反馈 几何反应性反馈 核热力耦合

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热管堆多反馈效应下的启堆特性研究 被引量：6

18

作者 钟睿诚 马誉高 +3 位作者 邓坚 刘余 柴晓明 王嘉赓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期104-108,共5页

热管堆采用高温固态堆芯,启堆过程中会经历较大的温升和热膨胀,热管中的工质状态会发生变化,带来复杂的反应性反馈。为研究热管堆反馈机制下的启堆特性,以美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)设计的兆瓦级热管堆MegaPower为研究对象,利用... 热管堆采用高温固态堆芯,启堆过程中会经历较大的温升和热膨胀,热管中的工质状态会发生变化,带来复杂的反应性反馈。为研究热管堆反馈机制下的启堆特性,以美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)设计的兆瓦级热管堆MegaPower为研究对象,利用热管堆瞬态分析程序HPRTRAN,采用3种启堆模式对其进行了启堆工况计算,研究了每种模式下的启堆特性。结果表明,热管堆启堆过程中会经历较大的功率波动,可能出现不利于启堆的“温度平台”,间隔转动控制鼓相比于连续转动控制鼓,是一种更安全且实际可行的启堆方案。 展开更多

关键词 热管堆 启堆特性 控制鼓 反应性反馈

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热管反应堆多物理耦合平台初步研究 被引量：4

19

作者 李相越 肖维 +2 位作者 张滕飞 李沛杰 刘晓晶 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期208-212,共5页

为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术,探究核能系统内部真实的物理过程,本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH,可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。... 为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术,探究核能系统内部真实的物理过程,本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH,可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。该程序基于Picard迭代的外耦合框架,整合了开源蒙特卡罗程序OpenMC、有限元程序Nektar++和SfePy。本文以新型空间热管反应堆KRUSTY为对象,在核热固耦合的计算框架下对其进行计算分析。多物理耦合计算结果表明,该耦合平台能够有效预测KRUSTY反应堆的有效增殖因子变化、功率分布、温度分布及热膨胀现象;在4 kW的堆芯热功率下,全堆局部温差为21.6K,热应力导致的形变率为2.47%,核热固耦合的作用会使堆芯的温度分布更加均匀。该多物理耦合计算程序的设计对新堆设计、研发和校核具有重要作用。 展开更多

关键词 热管反应堆 多物理耦合 数值模拟 KRUSTY 开源程序

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铝叶片铬酸阳极化后封闭产生缺陷分析 被引量：4

20

作者 李婷 《中国新技术新产品》 2012年第23期108-108,共1页

本文主要阐述了铝叶片铬酸阳极化封闭后在氧化膜表面产生了缺陷,通过严格控制封闭溶液温度、时间、PH值、水质、杂质含量等措施,获得了理想的满足技术要求的铬酸阳极化表面。

关键词 铝叶片 铬酸阳极化 氧化膜 封闭

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