作者单位
摘要
1 西安交通大学 核科学与技术学院 西安 710049
2 中国工程物理研究院 核物理与化学研究所 绵阳 621000
热管堆具有良好的固有安全性,在堆芯概念设计初期,热管失效事故通常是需要被考虑的设计基准事故之一。本文基于FLUENT软件研究了一种新型兆瓦级热管堆堆芯的核热性能,建立了点堆中子动力学模型、堆芯及热管传热模型和堆芯内腔辐射换热模型,完成了三维堆芯额定工况和热管失效事故工况下的核热计算。通过将堆芯各组件的峰值温度与对应的材料熔点进行比较,对堆芯安全性能进行评估。结果表明:额定工况和单根热管失效事故下该堆具有良好的安全性;较严重的高功率区三根热管串级失效事故下内腔辐射换热不可忽略;同时,该堆不能承受高功率区的四根热管串级失效;通过将多根热管失效后的峰值温度与单根热管失效后的峰值温度比较,反映了该堆的良好固有安全性。
热管堆 热管失效事故 核热计算 串级失效 固有安全性 Heat pipe cooled reactor Heat pipe failure accident Neutronic-thermalhydraulic coupling calculation Cascading heat pipe failure Inherent safety 
核技术
2022, 45(11): 110604
作者单位
摘要
中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃,均远低于1204 ℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃,低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。
高温高压辐照考验回路 失水事故 失流事故 中国绵阳研究堆 fuel test loop loss-of-coolant accident loss-of-flow accident China’s Mianyang Research Reactor 
强激光与粒子束
2019, 31(9): 096001
作者单位
摘要
中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
研制了一种适用于板状燃料堆芯的黄玉改色装置, 并对辐照装置的物理安全特性及结构安全特性进行了分析。利用CFD多孔介质模型, 获得了改色装置的流场和温度场, 确定了功率限制因素, 并对装置进行了优化, 增强了中子选择材料的冷却能力, 结果表明, 优化后可在额定功率下进行黄玉改色试验。开展了改色装置的堆外水力学特性实验及冲刷试验, 装置工作压差附近的流量试验数据与理论模拟结果差别为-3.6%~1.9%, 二者一致, 冲刷试验表明, 装置对黄玉残渣有很强的包容、收集效果, 不会导致燃料元件流道堵塞。
黄玉改色 辐照 多孔介质 水力学特性 冲刷 topaz color-alteration irradiation porous medium hydraulic characteristics washing 
强激光与粒子束
2019, 31(1): 019002

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