杨冬梅[1]（2020）在《小型铅冷快堆堆芯核热耦合研究及应用》文中进行了进一步梳理作为第四代核反应堆六种主要堆型之一,铅冷快堆在永续性、安全性、经济性和运行经验等方面都具有突出的优势。为保证铅冷快堆堆芯设计和安全分析的准确性,铅冷快堆分析工具二次开发和核热耦合研究亟待开展。本文旨在基于现有液态金属实验研究,整合子通道模拟中的关键模型,二次开发适用于铅冷快堆的子通道程序。目前,核热耦合大多采用传统算符分离半隐式方法,但这种方法使用滞后参数,并不能实现各物理场同步收敛;定点隐式方法虽能保证参数同步收敛,但存在收敛慢甚至不收敛的情况;近似块牛顿法计算效率高但堆芯瞬态计算效果未知。本文针对子通道程序和中子物理程序,开发了基于以上方法的核热耦合程序,比较了三种方法的准确性和计算效率。基于开发的耦合方法,提出了一种铅冷快堆设计,并对其进行了稳态和瞬态分析。论文的研究路线可概括为:a)液态金属相关模型引入子通道程序,并通过实验数据进行验证;b)开发基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿耦合方法的核热耦合程序;c)基于广泛使用的NEACRP弹棒事故基准题进行准确性验证;d)各耦合方法在铅冷快堆中的适用性评价;e)应用于铅冷快堆设计和物理热工耦合性能分析。论文的主要内容包括:（1）铅冷快堆分析程序开发及评估:首先,整合液态铅基冷却剂的物性、压降模型、换热关系式和湍流交混模型,将其引入轻水堆子通道程序COBRA-IV,二次开发为适用于铅冷快堆的子通道程序COBRA-LM。其次,基于德国液态铅铋实验KIT-KALLA和铅冷快堆SUPERSTAR对子通道程序进行验证,结果表明COBRA-LM在铅冷快堆中准确性和适用性良好。最后,利用TAKEDA快堆基准题评估中子扩散程序在快堆中的适用性。（2）核热耦合程序开发:以子通道程序COBRA-LM和中子物理程序SKETCH-N为基础,利用并行虚拟机PVM函数库,开发了基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿法三种方法的核热耦合程序。利用NEACRP弹棒基准题验证了三种方法的正确性,利用简易设计的铅冷快堆堆芯评估了耦合程序适用性。结果表明:快速变化瞬态适合使用算符分离半隐式法耦合程序,缓慢变化瞬态使用近似块牛顿法配合大步长具有准确性高、计算效率快的效果。（3）铅冷快堆设计:通过对组件内燃料棒数目、燃料棒直径、栅径比和最外层燃料棒到组件内壁距离进行敏感性分析,选出满足设计准则的最小等效直径参数组合开展不同二氧化钚占比分析,提出三层燃料分区布置,并做燃耗、控制系统、反应性系数、稳态和瞬态物理热工耦合性能评价,结果表明该堆芯能够达到各项设计目标,具有固有安全性。本文完成了铅冷快堆子通道分析工具的二次开发和核热耦合方法研究,并将其用于铅冷快堆设计的提出、物理-热工耦合特性研究和瞬态分析,为铅冷快堆设计和研究提供了分析工具和方法,具有理论和实用意义。
林铭[2]（2020）在《长寿命氯盐冷却快堆物理-热工耦合程序开发及应用》文中认为小型长寿命氯盐冷却快堆是一种新型的先进核能系统,目前关键技术也处于探索攻关阶段。与其相关的物理热工现象是发展小型氯盐冷却快堆的亟待探索和研究的关键问题之一。国际上目前对氯盐冷却快堆开展大量的设计和研究工作,但能够应用在氯盐冷却快堆的核设计及安全分析的工具仍处于研发阶段,尚不成熟。本文以一种新型长寿命氯盐冷却快堆的核设计、热工水力设计及安全分析需求为出发点,开展以程序开发—程序验证—程序应用为主要技术路线的长寿命氯盐冷却快堆物理-热工耦合研究。首先根据氯盐快堆的快谱特性进行堆芯中子物理程序的开发:将带有燃耗计算功能的两群三维时空动力学程序ThorCORE3D扩展为多群,对修改后的ThorCORE3D进行两类基准题验证,对ThorCORE3D的燃耗计算模块采用BN600基准题进行验证,证明程序的可靠性和快堆适用性;针对长寿命氯盐快堆“长寿命”的特性,开发堆芯长期运行反应性控制模块和材料辐照损伤计算模块。其次,根据单相流子通道理论方法,开发氯盐冷却快堆子通道分析程序ThorSUBTH。程序利用质量守恒方程、能量守恒方程、轴向动量以及横向动量守恒方程,并给定相应的边界条件或初始条件迭代求解方程组。利用高保真的CFD软件和MIT开发的Subchan子通道程序进行code-to-code的验证,同时评估氯盐冷却快堆中所采用的压降模型和湍流交混模型,为后续氯盐快堆的热工水力研究奠定基础。再者,研究物理-热工耦合方法,以模块化耦合的方式实现中子物理（三维时空动力学程序、堆芯燃耗计算模块及其扩展模块）、堆芯热工水力程序（子通道程序）和回路热工水力模块的耦合。在各耦合模块的网格对应上,采用体积或质量权重的方法实现物理和热工网格的一一对应,在时间步进的方案上采取时间隐式迭代的方法,在截面反馈模型的处理上,采用一阶微扰展开的方法来处理快堆的膨胀效应。采用欧洲钠冷快堆（ESFR）的冷却剂失流事故基准题对三维物理-热工耦合程序（TSC-H）进行正确性和可靠性的初步验证。最后,使用TSC-H耦合程序对一种新型的长寿命小型氯盐冷却快堆（MCCFR）开展物理、热工稳态设计及瞬态安全分析。通过稳态分析结果表明:MCCFR能够实现不添料不换料稳定运行30年的高燃耗目标;负反馈效应从寿期初贯穿到堆芯末期,表明堆芯具有固有安全性;通过有效的提棒方案保证堆芯不同寿期内剩余反应性低于1$;压力容器以及燃料棒包壳的累积最大原子离位数（DPA）都在在设计限值内;各个寿期内最热冷却剂通道出口温度、燃料棒包壳和燃料棒中心线温度都满足设计要求。通过瞬态安全分析表明:在寿期初有保护超功率事故工况下,MCCFR能够实现快速停堆,在寿期初无保护超功率的工况下,堆芯能够依靠自身的负反馈效应重新进入稳定状态,并且主要的热工参数都满足事故工况安全限值;在寿期初和寿期末有保护冷却剂失流事故工况下,MCCFR都能够迅速停堆最后建立自然循环将堆芯衰变热量导出,在寿期初和寿期末的无保护冷却剂失流事故工况下,MCCFR也都能够通过自身负反馈效重新进入稳定状态,最后建立自然循环将堆芯热量导出;通过超功率事故和冷却剂失流事故的分析,表明MCCFR具有较强的内在安全性。本文相关研究成果有助于我国自主掌握小型氯盐冷却快堆的物理热工设计与安全分析关键技术,提升我国在氯盐冷却快堆领域的自主创新能力。对于后续的各类的氯盐冷却快堆的设计开发提供经验累积和技术支持有着重要的意义。
刘磊,王波,刘孟茜,何源远,张金山,袁建东,郭志家,冯嘉敏[3]（2020）在《空间核动力装置控制鼓系统试验样机快速复位时间测量方法研究》文中进行了进一步梳理控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全级设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为测试控制鼓系统的快速复位时间,通过分析控制鼓系统的转动和传动过程,提出了快速复位零点判断、计算复位时间的方法。采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机和综合测试平台,对快速复位时间进行了实测试验。试验结果表明,该测试方法是真实、有效、可靠的,可应用于控制鼓系统各阶段研发、使用过程中快速复位时间的测量。同时也验证了控制鼓系统的设计满足设计指标,机械快速复位时间小于1 s。
唐辉[4]（2020）在《CEFR MOX堆芯中子物理特性研究》文中研究说明作为我国快堆工程发展的第一步,中国实验快堆（CEFR）按MOX燃料设计,但由于当时条件的限制,遂暂时采用俄罗斯进口的富集度为64.6%的高浓UO2燃料。按照我国快堆的发展规划,现需要实现由UO2燃料向MOX燃料的转换,需对换料方案进行中子物理、热工水力及屏蔽的多方位验证分析,以保障换料的实施。同时,研究快堆装载MOX燃料对我国发展核燃料闭式循环具有重要意义。本课题围绕换料方案的中子物理部分开展,主要研究在不同换料阶段中,有效增殖因子及燃耗反应性的变化、有效缓发中子份额、控制棒价值、温度及功率反应性系数、钠空泡效应及功率分布等。截面制作上,采用华北电力大学IRPS实验室自主开发的快堆截面产生程序MGGC制作截面,并采用194种裂变产物来考虑燃耗过程中上千种裂变产物的影响,制作出5种伪裂变产物,通过合并生成ISOTXS格式的快堆多群燃耗截面数据库,通过国际基准题验证了燃耗截面库的精确度;使用美国阿贡国家实验室相关堆芯计算程序进行各个换料阶段的全堆建模、燃耗计算和中子动力学参数计算。为了使计算结果具有可靠性,基于国际快堆基准题BN-600,对上述计算程序进行可行性分析和验证。通过与报告对比分析,确保本文采用计算程序及流程的合理可行。采用上述程序及流程进行换料计算,得到了换料方案各阶段的关键中子物理参数,并与CIAE的结果进行比较。其中,经修正后得到的各阶段有效增殖因子偏差在280-787pcm范围内,燃耗反应性最大损失为2.1%,远低于10%;有效缓发中子份额的偏差为2.04%至2.64%,且随着燃耗进程均呈下降趋势;控制棒价值的结果偏差大多数在1 0%以内,除调节棒总价值较低导致偏差较大外,其余棒的价值均小于5.1%,采用蒙特卡洛程序进行修正以后,调节棒价值偏差结果也缩小至15%以内;MOX平衡态装料下的温度及功率反应性的偏差在4%至14%之间;钠空泡反应性的偏差在11%至15%之间;功率分布的最大偏差为8.6%,径向功率峰因子最大偏差为2.1%。通过计算与分析,以上参数的结果均符合校核要求,满足换料设计标准,为CEFR换料的工程应用提供计算参考。
郭志家,张金山,衣大勇,彭朝晖,范月容,冯嘉敏,赵守智[5]（2019）在《空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验》文中认为控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。
曾梅花[6]（2018）在《加速器驱动铅基堆堆内换料系统结构分析与仿真》文中研究说明加速器驱动次临界铅基反应堆是一种先进的核燃料增殖、核废料嬗变以及能量产生的系统。该反应堆的一个重要特点是加速器质子束流管通过反应堆顶盖垂直进入堆内,与位于堆芯中央靶连接,这将导致反应堆容器内堆芯上部构造复杂,换料机构的工作空间及运行受限制。因此,换料系统与加速器质子束管及控制棒驱动机构的良好耦合,以及在高温密封不透明液态铅基合金环境下实现全堆芯组件遍历换料安全操作,是实现加速器驱动铅基堆堆内自动换料功能的关键技术。本论文针对加速器驱动铅基堆参考方案中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ堆内换料需求,设计了双旋塞定位及垂直进出的堆内换料系统,通过运动学理论与分析,结合计算机仿真模拟以及换料原理样机,实现了全堆芯组件遍历功能验证与测试,显示换料系统结构与其他堆内部件耦合良好;针对关键部件换料抓手,通过有限元数值仿真模拟及工程样机测试,验证了堆内换料系统结构设计的合理可行性,为加速器驱动嬗变系统ADS换料工程应用提供结构参数和依据。本论文的主要研究内容和创新点如下:提出一种基于大小旋塞复合旋转定位的方法。针对堆内换料流程的详细操作步骤及动作要求,设计了五自由度连杆机构堆内燃料组件垂直提升的换料系统方案;通过计算机仿真模拟,实现了全堆芯所有组件遍历的验证,解决了加速器质子束管无法移走而导致的全堆芯自动装卸料运动受阻碍的问题,同时满足了紧凑型一体化ADS铅基堆实验灵活性的要求。设计了一种L型多连杆传动与压紧自锁结构的换料抓手。对典型工作环境下换料抓手的结构进行了数值模拟研究,选择关键结构参数进行静力学分析,对换料抓手进行运动学分析与仿真模拟,结果表明换料抓手在整个运动过程中,各运动参数始终能够保持平稳变化,无冲击及振动产生,解决高温液态重金属不透明环境下换料抓取稳定性及可靠性问题,确保组件在运输过程中的安全。研制了加速器驱动铅基堆堆内换料机构一体化验证与测试平台。在理论分析与仿真基础上,研制了铅基堆堆内换料机构原理样机及工程样机,进行了定位、遍历、抓取、高温等关键技术实验与测试。测试结果显示,机构能精确定位并更换堆芯所有组件,高温铅铋环境下的抓取性能良好。初步解决了加速器驱动铅基堆全堆芯换料关键技术问题,为未来ADS铅基堆换料机构工程化实施打下基础。
刘昌文,李庆,李兰,钟元章,李海颖,崔怀明,张富源,康志彬,蒲小芬,王华金,焦拥军,冷贵君,卢毅力,曾忠秀,张晓华[7]（2017）在《“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计》文中研究表明本文概述了中国核动力研究设计院（以下简称"核动力院"）进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。
田雪莲,聂常华,余庆林,戎晓虹,徐长哲,李硕,陈训刚[8]（2017）在《CF2系列燃料组件热态冲刷试验研究》文中研究表明针对CF2系列燃料组件,采用全尺寸和截短型（应用于模块化小堆）整组件分别开展了1:1的模拟燃料组件高温高压冲刷试验研究,考验了CF2系列燃料组件结构的可靠性及耐磨蚀等情况,获得了控制棒在全尺寸和截短型组件内的落棒性能数据,同时探讨了冲刷试验的工况参数确定方法。研究结果为国产先进燃料组件设计优化、安全评定及应用提供了重要的试验依据。
徐博[9]（2017）在《小型模块化固态燃料熔盐堆TMSR-SF2的热工水力设计与安全事故分析》文中研究表明钍基熔盐堆-固态燃料2号堆（TMSR-SF2）是基于球床熔盐堆固态燃料1号堆（SF1）的小型模块化堆型,这种新型概念堆吸收了SF1的氟盐冷却剂、包覆材料颗粒、高温低压运行、高热惰性、高安全裕度、高燃耗球床、在线换料、非能动余热排出系统等诸多优点,并通过小型模块化思维引入了包括简约系统,小体积优势、一体化设计、建造运输组装流程模块化、低启动资金、多模块功率调节、核热应用在内的新特点,相较SF1拥有显着的经济性与安全性优势。小型模块化反应堆目前已成为国内外研究的前沿领域,SF2作为TMSR-SF系列的下一代堆型,其热工水力设计与安全事故分析具有重要的研究意义与战略价值。本文第一部分基于熔盐堆与小型模块化反应堆调研结果,提出了SF2的初步设计方案。然后使用Fluent软件完成了堆芯各部件与整体的热工水力设计,主要包括以下几方面关键问题:（1）下降环腔与下腔室设计,缓解了局部湍流对结构的冲击效应;（2）反射层熔盐孔道与活性区进出口挡板设计,显着降低了压降并展平了温度分布;（3）上腔室设计,强化了冷却剂搅浑程度;（4）球床稳态与瞬态模拟,求解了温度分布与响应时间。除此之外,还使用经验与理论关系式完成了熔盐换热器与RVACS的初步计算。最终基于模拟结果完成了SF2的初步方案的优化设计,为安全事故分析提供了基本输入参数。本文第二部分使用RELAP软件开展了安全事故分析,研究工作包括以下内容:（1）对SF2进行全堆节点化建模并对比验证了模型的等效性;（2）完成了一系列典型事故的模拟与分析,证明了SF2的高安全性,且安全系统与固有安全性具有的良好的互补性;（3）证明了小型模块化设计对事故种类、进程与物理现象的显着简化与整合作用;（4）通过一系列瞬态扰动事件的模拟与分析证明了固有安全性的高稳定作用;（5）综合考虑各类继发事件与安全策略,提出了依靠主循环泵冷却堆芯的事故缓解措施,验证了热惰性在固有安全性中的重要地位和强化手段;（5）对主要安全系统进行了不确定性研究,对其系统设计裕度提出了具体要求,证明了RVACS在事故前期与后期的局限性,给出了相应改进方法;（6）开展了关键反应性参数的敏感性分析,证明了冷却剂反应性反馈在瞬态扰动中的稳定作用;（7）发现了事故后期回路因自然循环产生的振荡与逆流现象,揭示了其生成机制。最后通过比较分析事故模拟结果,总结了安全特性,提出了事故策略选择,证明了SF2当前设计可以满足主要安全设计准则。
马响勇[10]（2014）在《四川华都:不懈创新打破国际垄断》文中研究表明四川华都核设备制造有限公司是核能设备制造领域的一名新兵。2008年4月,瞄准国产三代压水堆控制棒驱动机构的研制生产,公司正式成立。几年来华都公司以"实现控制棒驱动机构批量化生产,成为知名核设备供应商"为目标,通过基础建设、科研攻关、人才培养和核安全文化培育,综合实力快速提升。2013年5月公司取得了控制棒驱动机构
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号说明 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 铅冷快堆发展现状 |
| 1.2.2 热工水力程序 |
| 1.2.3 核热耦合程序 |
| 1.2.4 研究现状总结 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第二章 铅冷快堆分析程序开发及评估 |
| 2.1 铅冷快堆子通道程序二次开发与验证 |
| 2.1.1 子通道程序简要介绍 |
| 2.1.2 铅/铅铋流体相关模型 |
| 2.1.3 子通道模型验证 |
| 2.1.4 子通道程序适用性验证 |
| 2.2 物理程序介绍及评估 |
| 2.2.1 SKETCH-N介绍 |
| 2.2.2 SKETCH-N的快堆适用性验证 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 核热耦合方法研究 |
| 3.1 耦合方法开发 |
| 3.1.1 OSSI方法 |
| 3.1.2 FPI方法 |
| 3.1.3 ABN方法 |
| 3.1.4 耦合参数传递 |
| 3.2 耦合方法验证 |
| 3.2.1 基准题介绍 |
| 3.2.2 关键耦合参数比较 |
| 3.2.3 ABN方法中关键参数讨论 |
| 3.3 铅冷快堆适用性评价 |
| 3.3.1 堆芯介绍 |
| 3.3.2 计算前准备 |
| 3.3.3 结果对比 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 铅冷快堆堆芯设计及物理热工耦合性能分析 |
| 4.1 堆芯设计方案 |
| 4.1.1 设计目标及准则 |
| 4.1.2 关键参数选择 |
| 4.1.3 堆芯布置 |
| 4.2 堆芯稳态物理和热工分析 |
| 4.2.1 堆芯燃耗计算 |
| 4.2.2 稳态结果 |
| 4.2.3 控制系统评价 |
| 4.2.4 反应性系数 |
| 4.3 瞬态分析 |
| 4.3.1 无保护超功率事故 |
| 4.3.2 有保护超功率事故 |
| 4.3.3 无保护失流事故 |
| 4.3.4 有保护失流事故 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论及展望 |
| 5.1 本文主要内容及结论 |
| 5.2 论文创新点 |
| 5.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间的学术成果 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 氯盐快堆研究现状 |
| 1.1.2 小型长寿命核电机组现状 |
| 1.1.3 长寿命小型氯盐冷却快堆 |
| 1.2 反应堆物理-热工分析工具发展现状 |
| 1.2.1 堆芯中子物理学程序现状 |
| 1.2.2 子通道热工水力程序现状 |
| 1.2.3 物理-热工耦合程序现状 |
| 1.3 课题研究意义与主要工作内容 |
| 1.3.1 课题研究意义 |
| 1.3.2 主要工作内容 |
| 第2章 中子动力学程序扩展及验证 |
| 2.1 三维多群六角形节块法中子动力学程序 |
| 2.1.1 中子动力学模型 |
| 2.1.2 六角形棱柱节块展开法 |
| 2.1.3 动态反应性模型 |
| 2.1.4 控制棒尖齿效应处理模型和截面模型 |
| 2.1.5 程序验证 |
| 2.2 堆芯燃耗模块 |
| 2.2.1 燃耗模块计算流程 |
| 2.2.2 程序验证 |
| 2.3 反应性控制模块及辐照损伤计算模块 |
| 2.3.1 反应性控制模块 |
| 2.3.2 辐照损伤计算模块 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 堆芯子通道热工水力程序开发及验证 |
| 3.1 子通道模型简述以及基本假设 |
| 3.2 单相流子通道基本方程 |
| 3.2.1 守恒方程 |
| 3.2.2 熔盐热物性 |
| 3.2.3 换热模型 |
| 3.2.4 压降模型 |
| 3.2.5 湍流交混模型 |
| 3.2.6 守恒方程求解 |
| 3.2.7 燃料元件热传导模型 |
| 3.3 Thor SUBTH子通道程序计算流程 |
| 3.4 程序验证 |
| 3.4.1 CFD验证 |
| 3.4.2 Subchan程序验证 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 物理-热工耦合程序开发及验证 |
| 4.1 物理-热工耦合方法 |
| 4.1.1 物理-热工耦合的方式 |
| 4.1.2 空间网格对应 |
| 4.1.3 时间步进的方式 |
| 4.1.4 截面处理模型 |
| 4.2 回路模型 |
| 4.2.1 换热器模型 |
| 4.2.2 泵模型 |
| 4.2.3 环路动量方程 |
| 4.2.4 辅助模型 |
| 4.3 三维物理-热工耦合程序计算流程 |
| 4.4 程序验证 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 MCCFR物理-热工耦合研究 |
| 5.1 堆芯概述及设计要求 |
| 5.1.1 设计目标及限制 |
| 5.1.2 堆芯概述 |
| 5.2 稳态分析 |
| 5.2.1 堆芯中子学及燃耗分析 |
| 5.2.2 堆芯热工水力分析 |
| 5.2.3 材料辐照损伤估算 |
| 5.3 安全事故分析 |
| 5.3.1 正常运行工况 |
| 5.3.2 寿期初超功率事故 |
| 5.3.3 寿期初冷却剂失流事故 |
| 5.3.4 寿期末冷却剂失流事故 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 论文总结 |
| 6.2 论文创新点 |
| 6.3 后续工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录 A 三维七群基准题参数 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 1 控制鼓系统和综合测试平台 |
| 1.1 控制鼓系统 |
| 1.2 综合测试平台 |
| 2 快速复位时间测量方法 |
| 3 快速复位时间测试 |
| 3.1 快速复位试验 |
| 3.2 试验数据 |
| 4 结论 |
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 钠冷快堆研究现状 |
| 1.2.2 混合燃料应用现状研究 |
| 1.3 论文主要研究内容 |
| 第2章 快堆燃耗截面库制作方法研究 |
| 2.1 快堆群常数制作 |
| 2.2 快堆多群截面制作 |
| 2.3 伪裂变产物截面制作 |
| 2.4 快堆燃耗截面库验证 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 程序可行性分析与验证 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 计算程序介绍 |
| 3.3 钠冷快堆基准验证 |
| 3.3.1 有效增殖因子 |
| 3.3.2 中子动力学参数 |
| 3.3.3 多普勒系数 |
| 3.3.4 密度系数 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 CEFR MOX过渡方案计算与分析 |
| 4.1 概述 |
| 4.2 堆芯布置与运行方案 |
| 4.2.1 CEFR堆芯参数介绍 |
| 4.2.2 运行及换料方案 |
| 4.3 过渡方案计算分析 |
| 4.3.1 有效增殖因子与燃耗反应性 |
| 4.3.2 有效缓发中子份额 |
| 4.3.3 控制棒价值 |
| 4.3.4 温度-功率反应性效应 |
| 4.3.5 钠空泡反应性 |
| 4.3.6 功率分布 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其他成果 |
| 致谢 |
| 1 控制鼓系统试验样机 |
| 2 试验装置 |
| 3 热态性能试验 |
| 3.1 全行程往复试验 |
| 3.2 电机切换试验 |
| 3.3 断电快速复位试验 |
| 4 结论 |
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 核能发展概况 |
| 1.1.2 加速器驱动次临界系统 |
| 1.1.3 铅基反应堆 |
| 1.2 堆内换料系统研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.2.3 分析与讨论 |
| 1.3 论文研究目的及意义 |
| 1.4 论文主要内容与结构 |
| 第2章 堆内换料系统总体方案 |
| 2.1 堆内换料系统设计要求 |
| 2.1.1 堆本体典型方案 |
| 2.1.2 堆内换料系统设计原则与要求 |
| 2.2 堆内换料系统方案 |
| 2.2.1 系统总体构成 |
| 2.2.2 堆内换料流程 |
| 2.3 堆内换料系统可行性影响因素 |
| 2.3.1 反应堆内空间影响 |
| 2.3.2 高温液态重金属冷却剂影响 |
| 2.3.3 操作对象安全性影响 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 堆内换料机构遍历运动分析与仿真验证 |
| 3.1 机器人位置运动学方法 |
| 3.2 堆内换料系统运动理论分析 |
| 3.2.1 运动学分析目标 |
| 3.2.2 正向运动学分析 |
| 3.2.3 逆向运动学分析 |
| 3.2.4 速度雅可比矩阵求解 |
| 3.3 计算机模拟仿真分析 |
| 3.3.1 数学几何模型建立 |
| 3.3.2 全堆芯遍历模拟仿真 |
| 3.3.3 不同路径选择对换料安全特性影响 |
| 3.3.4 仿真结果与讨论 |
| 3.4 堆内换料系统原理样机验证与测试 |
| 3.4.1 原理样机功能目标 |
| 3.4.2 全堆芯遍历抓取试验 |
| 3.4.3 测试结果与讨论 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 堆内换料机构结构分析与仿真验证 |
| 4.1 计算分析及评定方法 |
| 4.1.1 换料抓取动作过程要求 |
| 4.1.2 有限元分析方法 |
| 4.1.3 应力评定理论及方法 |
| 4.2 堆内换料机结构分析 |
| 4.2.1 换料机构模型建立 |
| 4.2.2 结构有限元分析 |
| 4.2.3 分析结果与评估 |
| 4.3 换料抓手运动学分析与仿真 |
| 4.3.1 抓手运动模型建立 |
| 4.3.2 抓手运动学分析 |
| 4.3.3 模拟仿真结果与讨论 |
| 4.4 堆内换料机构工程样机验证与测试 |
| 4.4.1 工程样机功能与目标 |
| 4.4.2 不同环境下温度及重力载荷试验 |
| 4.4.3 测试结果与讨论 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 论文内容总结 |
| 5.2 论文特色与创新 |
| 5.3 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
| 参与项目及获奖情况 |
| 1 概述 |
| 2 反应堆堆芯设计 |
| 2.1 反应堆物理设计 |
| 2.2 热工水力设计 |
| 2.3 反应堆屏蔽设计 |
| 2.4 燃料设计 |
| 3 反应堆一回路系统设计 |
| 4 主设备设计 |
| 4.1 反应堆压力容器 |
| 4.2 一体化堆顶结构 |
| 4.3 控制棒驱动机构 |
| 4.4 堆内构件 |
| 4.5 蒸汽发生器 |
| 4.6 稳压器 |
| 4.7 主管道及波动管 |
| 4.8 堆芯测量系统 |
| 5 安全分析 |
| 6 力学分析 |
| 7 结束语 |
| 0 引言 |
| 1 试验本体 |
| 1.1 试验件 |
| 1.2 内部构件 |
| 1.3 压力容器 |
| 2 试验装置 |
| 3 试验方法 |
| 4 试验结果与分析 |
| 4.1 落棒性能 |
| 4.1.1落棒高度对落棒性能的影响 |
| 4.1.2轴向流速对落棒性能的影响 |
| 4.2 试验后燃料组件外观和尺寸 |
| 4.3 试验后燃料组件抽插力及磨损检查 |
| 5 问题探讨 |
| 6 结论 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 英文缩略语附表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 固态燃料氟盐球床堆 |
| 1.1.2 小型化与模块化 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 Sm-AHTR |
| 1.2.2 Thorcon |
| 1.2.3 NuScale |
| 1.2.4 MARK-I |
| 1.2.5 CLEAR-SR |
| 1.2.6 小结 |
| 1.3 本文研究目的与内容 |
| 第二章 原理与计算软件介绍 |
| 2.1 热工水力程序介绍 |
| 2.1.1 CFD历史简介 |
| 2.1.2 Fluent软件简介 |
| 2.1.3 Fluent控制方程介绍 |
| 2.1.4 Fluent湍流模型介绍与选择 |
| 2.1.5 Fluent UDF介绍 |
| 2.1.6 Fluent多孔介质设置 |
| 2.1.7 Fluent适用性分析 |
| 2.2 安全分析程序介绍 |
| 2.2.1 RELAP程序介绍 |
| 2.2.2 RELAP程序结构介绍 |
| 2.2.3 RELAP控制方程介绍 |
| 2.2.4 RELAP基本模型介绍 |
| 2.2.5 RELAP修改物性 |
| 2.2.6 RELAP的适用性分析 |
| 2.3 安全分析方法介绍 |
| 2.3.1 保守评价方法 |
| 2.3.2 最佳估算分析方法 |
| 2.3.3 不确定性分析方法 |
| 2.3.4 敏感性分析方法 |
| 2.3.5 CSAU方法简介 |
| 2.4 小结 |
| 第三章 TMSR-SF2总体设计方案介绍 |
| 3.1 TMSR-SF2总体设计方案介绍 |
| 3.2 概念设计流程图与参数拟定 |
| 3.3 TMSR-SF2各系统介绍 |
| 3.3.1 反应堆模块划分与介绍 |
| 3.3.2 堆本体模块划分与介绍 |
| 3.4 中子物理计算结果 |
| 3.4.1 功率分布结果影响 |
| 3.4.2 反应性系数计算结果 |
| 3.5 小结 |
| 第四章 TMSR-SF2热工水力设计 |
| 4.1 热工水力设计准则与流程 |
| 4.1.1 热工水力设计准则 |
| 4.1.2 热工水力设计流程图 |
| 4.2 网格与参数设置 |
| 4.2.1 网格无关性验证 |
| 4.2.2 物性参数 |
| 4.2.3 球床多孔介质参数 |
| 4.2.4 边界条件 |
| 4.2.5 热功率分布 |
| 4.3 堆芯热工水力模拟 |
| 4.4 堆芯部件热工水力模拟 |
| 4.4.1 下降环腔 |
| 4.4.2 下腔室 |
| 4.4.3 活性区入口挡板与下反射层熔盐孔道 |
| 4.4.4 活性区与小圆台 |
| 4.4.5 活性区出口挡板与上反射层熔盐孔道 |
| 4.4.6 上腔室 |
| 4.4.7 卸料槽与停堆棒通道 |
| 4.4.8 其他设计方案比较简述 |
| 4.5 换热器热工设计 |
| 4.5.1 换热器类型选择与需求考量 |
| 4.5.2 MSBR熔盐换热器 |
| 4.5.3 MSBR熔盐换热器经验关系式 |
| 4.5.4 SF2熔盐换热器设计 |
| 4.6 RVACS热工设计 |
| 4.7 TMSR-SF2设计参数确定 |
| 4.8 小结 |
| 第五章 TMSR-SF2安全系统介绍与RELAP建模 |
| 5.1 TMSR-SF2固有安全性介绍 |
| 5.1.1 小型模块化设计 |
| 5.1.2 氟盐冷却剂 |
| 5.1.3 包覆颗粒材料 |
| 5.1.4 球床堆芯 |
| 5.1.5 三回路设计 |
| 5.1.6 固有安全性小结 |
| 5.2 TMSR-SF2安全系统介绍 |
| 5.2.1 安全系统要求准则 |
| 5.2.2 控制棒系统 |
| 5.2.3 RVACS |
| 5.2.4 停堆刀片 |
| 5.2.5 吸收球 |
| 5.2.6 堆芯排盐系统 |
| 5.2.7 堆舱热屏蔽系统 |
| 5.2.8 吸热缓冲熔盐 |
| 5.2.9 其他安全系统 |
| 5.3 RELAP节点建模 |
| 5.3.1 反应堆压力容器 |
| 5.3.2 回路与换热器 |
| 5.3.3 堆舱与RVACS |
| 5.4 RELAP的安全限值与逻辑设定 |
| 5.5 小结 |
| 第六章 TMSR-SF2瞬态事故模拟与安全策略研究 |
| 6.1 典型事故选取与安全事故分级 |
| 6.1.1 国际核事故分级标准 |
| 6.1.2 TMSR-SF2事故分级标准 |
| 6.1.3 典型事故选取 |
| 6.2 LOHS、LOFC与SBO事故模拟 |
| 6.2.1 默认工况 |
| 6.2.2 落棒失败工况 |
| 6.2.3 泵维持运行工况 |
| 6.2.4 泵维持运行且落棒失败工况 |
| 6.2.5 RVACS失效工况 |
| 6.2.6 第二套停堆棒落棒工况 |
| 6.2.7 事故结果比较 |
| 6.3 LOHS-ATWS、LOFC-ATWS与SBO-ATWS事故模拟 |
| 6.3.1 默认工况 |
| 6.3.2 RVACS失效工况 |
| 6.3.3 一二回路泵维持运行工况 |
| 6.3.4 二回路泵维持运行工况 |
| 6.3.5 二回路泵维持运行且RVACS失效工况 |
| 6.3.6 一回路泵维持运行工况 |
| 6.3.7 一回路泵维持运行且RVACS失效工况 |
| 6.3.8 事故结果比较 |
| 6.4 UCRW-ATWS事故模拟 |
| 6.4.1 默认工况 |
| 6.4.2 泵维持运行工况 |
| 6.4.3 事故结果比较 |
| 6.5 地震事故模拟 |
| 6.6 卡轴事故模拟 |
| 6.7 瞬态微扰影响 |
| 6.7.1 三回流流速微扰 |
| 6.7.2 三回流温度微扰 |
| 6.7.3 一回路主泵流速微扰 |
| 6.7.4 二回路主泵流速微扰 |
| 6.7.5 RVACS误操作开启 |
| 6.7.6 瞬态微扰总结 |
| 6.8 安全特性与事故策略的总结 |
| 6.9 小结 |
| 第七章 TMSR-SF2安全系统特性研究 |
| 7.1 安全系统在不同事故中的表现比较 |
| 7.1.1 RVACS |
| 7.1.2 控制棒 |
| 7.1.3 主泵 |
| 7.2 安全系统不确定性研究 |
| 7.2.1 控制棒落棒延迟 |
| 7.2.2 控制棒落棒速度 |
| 7.2.3 控制棒落棒根数 |
| 7.2.4 RVACS启动延迟 |
| 7.2.5 一回路泵维持运行一段时间后失效 |
| 7.2.6 二回路泵维持运行一段时间后失效 |
| 7.2.7 UCRW-ATWS提棒速度 |
| 7.2.8 其他 |
| 7.3 逆流与振荡现象研究 |
| 7.3.1 落棒成功 |
| 7.3.2 落棒失败 |
| 7.4 关键参数敏感性分析 |
| 7.4.1 SBO事故 |
| 7.4.2 ATWS-SBO事故 |
| 7.5 安全系统特性与安全设计准则 |
| 7.6 小结 |
| 第八章 结论与展望 |
| 8.1 全文结论 |
| 8.2 未来展望 |
| 8.2.1 热工水力设计 |
| 8.2.2 安全事故模拟 |
| 8.2.3 实验验证 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间发表的论文与研究成果 |
| 发力新型产品专业做深做精 |
| 掌握核心技术打破进口依赖 |
| 把握行业规律持续创新发展 |
