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基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究 被引量：1
1
作者 孔焕俊 刘子寅 +1 位作者 徐安琪 王贺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期120-127,共8页
介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛(MC)抽样的风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故... 介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛(MC)抽样的风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。 展开更多
关键词 风险指引的安全裕度特性分析(RISMC) 蒙特卡洛(MC)抽样 RAVEN 蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)
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超临界二氧化碳布雷顿循环在核能领域的应用 被引量：18
2
作者 吴攀 高春天 单建强 《现代应用物理》 2019年第3期77-86,共10页
超临界二氧化碳布雷顿循环具有热效率高及系统简单紧凑等优点,是非常有前景的第四代核反应堆能量转换系统,可有效提升钠冷快堆和铅冷快堆的热效率。介绍了简单和再压缩2种超临界二氧化碳布雷顿循环系统的基本原理,回顾了超临界二氧化碳... 超临界二氧化碳布雷顿循环具有热效率高及系统简单紧凑等优点,是非常有前景的第四代核反应堆能量转换系统,可有效提升钠冷快堆和铅冷快堆的热效率。介绍了简单和再压缩2种超临界二氧化碳布雷顿循环系统的基本原理,回顾了超临界二氧化碳布雷顿循环作为反应堆直接冷却循环的可行性研究工作。超临界二氧化碳布雷顿循环内多尺度、宽参数范围的换热及流动机理研究,不同形式的布雷顿循环设计和优化,布雷顿循环控制策略研究,以及超临界二氧化碳布雷顿循环部件的实验研究与性能分析,将是超临界二氧化碳布雷顿循环领域未来的研究热点。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳 布雷顿循环 核反应堆 钠冷快堆 铅冷快堆
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基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展 被引量：17
3
作者 田文喜 王明军 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1968-1982,共15页
西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能... 西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。 展开更多
关键词 计算流体力学 热工水力 核动力系统 数值计算
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基于抽样方法的特征值不确定度分析 被引量：16
4
作者 万承辉 曹良志 +2 位作者 吴宏春 祖铁军 沈炜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期1954-1960,共7页
核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-... 核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。 展开更多
关键词 不确定度分析 抽样方法 核数据库
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CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析 被引量：15
5
作者 张亚培 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第9期1056-1059,共4页
用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR100... 用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.4程序 CPR1000 全厂断电事故 THEMIS程序
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AP1000冷管段小破口失水事故分析 被引量：13
6
作者 杨江 田文喜 +1 位作者 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期541-547,共7页
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 小破口失水事故
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兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计 被引量：13
7
作者 张文文 刘逍 +2 位作者 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2160-2164,共5页
针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反... 针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。 展开更多
关键词 空间核动力 热管反应堆 布雷顿转换 钾热管辐射板
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高温钾热管稳态运行传热特性研究 被引量：13
8
作者 田智星 刘逍 +3 位作者 王成龙 苏光辉 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1771-1778,共8页
本文采用钾金属作为热管工质,对热管的传热性能展开理论和实验研究。首先,对不同加热功率和倾角下热管传热性能影响规律进行实验研究。结果表明,热管加热功率的提升有利于传热性能的改善,加热功率升高导致蒸发加剧,蒸气密度增加,进而强... 本文采用钾金属作为热管工质,对热管的传热性能展开理论和实验研究。首先,对不同加热功率和倾角下热管传热性能影响规律进行实验研究。结果表明,热管加热功率的提升有利于传热性能的改善,加热功率升高导致蒸发加剧,蒸气密度增加,进而强化蒸气传热。倾角对传热性能有正反两方面的作用。一方面,随倾角的增加冷凝段液膜不稳定性加剧,导致传热恶化;另一方面,倾角的增加导致重力加速液体工质回流并减薄冷凝段液膜,传热增强。在二者的共同作用下,随倾角的增加,热管等效热阻逐步增加且超过某一限值后趋于平稳。其次,以热阻网络法为指导,建立了钾热管的数学物理模型,并基于模块化程序思想,开发了热管设计分析程序。通过与实验数据对比,二者整体误差在2.7%以内,验证了热管模型的合理性。本文对碱金属高温热管的设计优化提供了数据及理论支持。 展开更多
关键词 钾热管 传热性能 实验研究 数值模拟
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基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析 被引量：12
9
作者 刘勇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 祖铁军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1247-1253,共7页
核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序... 核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。 展开更多
关键词 微扰理论 协方差 灵敏度 不确定度
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一维冷却剂通道海洋条件附加力模型研究 被引量：11
10
作者 钱立波 田文喜 +4 位作者 秋穗正 苏光辉 李勇 黄彦平 闫晓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期104-109,共6页
海洋条件对冷却剂流动的影响可归结为动量方程中海洋条件附加力的改变,因此考虑海洋条件也即在动量方程中添加海洋条件附加力。本文从非惯性系动量方程出发,针对一维冷却剂通道,推导得到6种典型海洋条件及相关耦合海洋条件附加力模型。
关键词 一维通道 海洋条件附加力 非惯性系 动量方程
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虚拟仿真实验在核工程与核技术专业中的应用 被引量：11
11
作者 吴攀 单建强 张博 《实验室研究与探索》 CAS 北大核心 2018年第4期102-106,共5页
核电厂具有高温高压、强放射性等特点,给学生的实体实验学习带来巨大的挑战,必须采用虚实结合的方式进行实验教学。以西安交通大学核电厂与火电厂系统虚拟仿真国家级教学实验中心的3个平台为例,根据实验项目的特点及实验目的,将虚拟仿... 核电厂具有高温高压、强放射性等特点,给学生的实体实验学习带来巨大的挑战,必须采用虚实结合的方式进行实验教学。以西安交通大学核电厂与火电厂系统虚拟仿真国家级教学实验中心的3个平台为例,根据实验项目的特点及实验目的,将虚拟仿真实验教学项目分为基础理论学习、专业技能训练和前沿技术研究3个层次,内容由浅入深、由点及面,从而满足学生在不同培养阶段的需要。 展开更多
关键词 虚拟仿真 实验平台 核工程 核技术
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兆瓦级核电推进系统布雷顿循环热电转换特性分析 被引量：11
12
作者 郭凯伦 王成龙 +2 位作者 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期16-23,共8页
闭式布雷顿循环是兆瓦级核电推进系统主要采用的动态热电转换方式,具有结构简单、转换效率高等特点。本文针对兆瓦级核电推进系统的动态布雷顿热电转换方式进行特性分析,具体内容包括:对氦气、氮气、二氧化碳和氙气4种工质及它们以不同... 闭式布雷顿循环是兆瓦级核电推进系统主要采用的动态热电转换方式,具有结构简单、转换效率高等特点。本文针对兆瓦级核电推进系统的动态布雷顿热电转换方式进行特性分析,具体内容包括:对氦气、氮气、二氧化碳和氙气4种工质及它们以不同比例混合的工质的热物性进行比较,进而对其在兆瓦级核电推进系统闭式布雷顿循环中的换热性能、压力损失系数和透平机械所需级数进行分析;以带有同流换热器和预冷器的直接气体透平循环为研究对象,比较兆瓦级核电推进系统气体透平循环在采用不同比例混合物作为工质时的循环效率,并对参数变化对循环效率的影响进行研究。本研究为兆瓦级核电推进系统气体透平循环在工质选择方面提供了一定的参考,为其设计和控制系统的研究奠定了基础,为以后进行气体透平循环动态性能研究打下了基础。 展开更多
关键词 兆瓦级核电推进系统 动态热电转换 闭式布雷顿循环
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钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型 被引量：9
13
作者 陈选相 吴攀 单建强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期695-700,共6页
以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实... 以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。 展开更多
关键词 ATHAS-LMR程序 子通道模型 绕丝分布式阻力模型 堵流事故
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热管冷却空间反应堆系统启动特性研究 被引量：9
14
作者 袁园 苟军利 +2 位作者 单建强 张斌 张博 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1054-1059,共6页
为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转... 为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置(AMTEC)能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。 展开更多
关键词 空间堆 热管 碱金属热电转换装置 启动
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华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 被引量：8
15
作者 葛魁 王辉 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期769-777,共9页
本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及... 本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础. 展开更多
关键词 自然循环 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性
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空间核反应堆安全分析 被引量：9
16
作者 张一帆 屈伸 +1 位作者 曹良志 郑友琦 《上海航天》 CSCD 2019年第6期121-125,共5页
空间核反应堆是空间能源的重要候选方案,其寿命长、功率大、结构紧凑,但其特有的中子学特性、与传统快堆迥异的设计方案对堆芯安全分析提出了挑战。本文以热管型空间堆为例,首先基于蒙特卡洛方法对空间堆在水淹和沙埋事故工况下,进行了... 空间核反应堆是空间能源的重要候选方案,其寿命长、功率大、结构紧凑,但其特有的中子学特性、与传统快堆迥异的设计方案对堆芯安全分析提出了挑战。本文以热管型空间堆为例,首先基于蒙特卡洛方法对空间堆在水淹和沙埋事故工况下,进行了稳态中子学计算分析,结果表明:堆芯在事故工况下不会重返临界。同时,基于瞬态多物理分析程序TMACS,进行了单根控制鼓旋转瞬态过程计算。结果表明:空间堆在热工反馈和热膨胀反馈的多物理耦合下,在特定的瞬态过程中能够保持功率稳定,满足安全要求。 展开更多
关键词 空间堆 安全分析 瞬态计算 多物理耦合
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小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究 被引量：9
17
作者 雷驰 吴宏春 +2 位作者 曹良志 周生诚 邵一穷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1451-1458,共8页
为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现... 为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。 展开更多
关键词 小型可运输长寿命铅铋冷却快堆 蜂窝煤型燃料 液态吸收体控制系统 固定式可替换吸收体
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乏燃料后处理碱性流程的研究进展 被引量：1
18
作者 韩哲 高原 +3 位作者 王春晖 邱杰 何辉 矫彩山 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期1-19,I0004,共20页
乏燃料后处理碱性流程是用碳酸盐、氢氧化物等碱性物质的溶液作为介质进行乏燃料的溶解及铀、钚等元素的分离与纯化的方法。碱性条件下,乏燃料中的大部分裂变产物和次锕系元素并不溶解或者在溶解过程中转变为碳酸盐、氢氧化物沉淀。与... 乏燃料后处理碱性流程是用碳酸盐、氢氧化物等碱性物质的溶液作为介质进行乏燃料的溶解及铀、钚等元素的分离与纯化的方法。碱性条件下,乏燃料中的大部分裂变产物和次锕系元素并不溶解或者在溶解过程中转变为碳酸盐、氢氧化物沉淀。与已经实现工业化的PUREX(plutonium uranium redox extraction)酸性流程相比,碱性流程具有腐蚀性更小、流程更简单等潜在的优点。鉴于碱性流程的优点及其在乏燃料后处理中的潜在应用,日本、美国、俄罗斯、韩国等国家的科研人员已经围绕该流程开展了一些研究工作。本文首先介绍了各国建议的碱性流程的技术路线;然后逐一介绍了与主要工艺环节相关的基础研究的进展,包括乏燃料的氧化溶解、核素分离、试剂的回收等;最后对该领域面临的挑战和前景进行了讨论。 展开更多
关键词 乏燃料后处理 碱性流程 乏燃料的溶解 锕系元素的分离
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新型热管反应堆堆芯热工安全分析 被引量：8
19
作者 张文文 王成龙 +4 位作者 田文喜 秋穗正 苏光辉 赵小林 刘汉刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期822-827,共6页
针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况... 针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。 展开更多
关键词 热管反应堆 热工分析 数值模拟
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水堆燃料元件性能分析及程序FROBA开发 被引量：7
20
作者 杨震 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期590-595,共6页
在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验... 在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验证本工作开发程序的准确性。结果表明:在芯块和包壳接触前,芯块温度先上升,密实化消失后温度逐渐下降;接触后芯块温度会再次上升。 展开更多
关键词 燃料元件 程序开发 数值计算方法
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