用于核反应堆TRISO燃料颗粒的多尺度多物理场耦合模拟方法

    公开(公告)号:CN111291494A

    公开(公告)日:2020-06-16

    申请号:CN202010107782.4

    申请日:2020-02-21

    Abstract: 用于核反应堆TRISO燃料颗粒的多尺度多物理场耦合模拟方法,步骤如下:1、建立零维中子燃耗模型,建立一维几何模型,建立三维几何模型;2、在不同尺度设置求解域,初始条件和边界条件;3、在每个时间步长完成中子燃耗计算,在燃料芯块一维几何模型中初步计算裂变气体释放量,在燃料颗粒三维几何模型中完成传热和力学的初步计算;4、使用步骤3燃料芯块一维几何模型中计算结果作为下一时间步长的燃料颗粒三维几何模型中的计算输入,使用步骤3燃料颗粒三维几何模型中的计算结果作为下一时间步长的燃料芯块一维几何模型中的计算输入,传热和力学的计算结果相互传递;5、重复步骤4的耦合过程直到计算收敛,否则应返回至步骤3直至计算收敛。

    一种用于研究环形燃料包壳爆破失效的试验段

    公开(公告)号:CN110299217A

    公开(公告)日:2019-10-01

    申请号:CN201910671464.8

    申请日:2019-07-24

    Abstract: 本发明公开了一种用于研究环形燃料包壳爆破失效的试验段,包括环形燃料元件内、外包壳管,包壳管内部的电加热元件,包壳管两端的密封压盖和支撑底座,包壳管上端的高温高压气体进气口,包壳管外部的柱形腔室,柱形腔室底部的O型密封圈,柱形腔室底部的环境气体进气口,顶部的出气口,内、外包壳管的温度、应变测量装置;利用燃料元件内部的电加热元件,实现内、外包壳管的变形和爆破;利用柱形腔室提供包壳外侧的气体环境、并包容包壳管破裂后向外喷射的高温高压气体;利用包壳管上端的气体进气口,将惰性气体或蒸汽通入环形包壳管,实现包壳管的内压变化;利用温度测点、应变片和DIC装置实现爆破失效后的参数检测。

    针对钠冷快堆单根组件热变形的模拟方法

    公开(公告)号:CN109492332B

    公开(公告)日:2019-08-27

    申请号:CN201811513849.3

    申请日:2018-12-11

    Abstract: 一种预测钠冷快堆单根组件热变形的模拟方法,1、确定组件的三维温度场数据、几何参数以及物性参数,2按二维数组排列三维温度场数据并进行合理差值,3、对组件的横截面进行离散化处理,将其离散为12个计算单元,4、求解每一个离散单元的静矩,5、求解每一个离散单元的热应变,推算每个离散单元的热弯矩以及该轴向节点的总热弯矩,6、推算每个轴向节点的横向热变形位移,7、推算该轴向节点的热轴力,8、推算每个轴向节点的轴向热变形位移,9、获得组件在三维空间内的热变形情况。

    一种核反应堆管道泄漏率测量实验装置及方法

    公开(公告)号:CN109973826A

    公开(公告)日:2019-07-05

    申请号:CN201910345148.1

    申请日:2019-04-26

    Abstract: 一种核反应堆管道泄漏率测量实验装置及方法,该装置是基于微小破口液体扩散原理,包括进水管、阀门、流量计、压力表、隔离板、测量室、法兰、裂纹模拟片、固定头、引流板、收集装置和称重仪器;其中,进水管由阀门控制;流量计与进水管连接用于测量流量;压力表与进水管连接用于测量压力;进水管最右侧的法兰与裂纹模拟片和固定头通过螺栓相连用于模拟裂纹;测量室下方有引流板,用于将泄漏的水引入下方的收集装置;收集装置下方与称重仪器相连接;上述装置可通过替换裂纹模拟片模拟不同尺寸的裂纹,本发明还提供该测量实验装置的实验方法;可以对不同尺寸的裂纹进行泄漏率测量,不用对整个管道进行更换来模拟不同尺寸的裂纹。

    核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法

    公开(公告)号:CN109243638B

    公开(公告)日:2019-07-02

    申请号:CN201811032363.8

    申请日:2018-09-05

    Abstract: 一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法,该系统包括由水槽、整流栅、过滤网及相关设备组成的试验段模块,由水箱、主水泵、电动阀门及相关管道和仪表组成的流速调节模块,由冷却水泵、换热器、冷却塔及相关管道和仪表组成的冷却模块,由流量计、温度传感器、压力传感器、液位计组成的热工水力参数测量模块,由高速摄影仪、局域网计算机及相关图像处理软件组成的影像采集模块,由PIV设备、局域网计算机及相关流场处理软件组成的流场信息采集模块,由可编程逻辑控制器将水泵、电动阀门及相关设备组成的远程控制模块;本发明实现了失水事故后安全壳地面水流速度场的准确模拟,获得了不同碎片在水中迁移时的特性参数。

    测定热离子燃料元件热电转换性能实验装置及方法

    公开(公告)号:CN109920568A

    公开(公告)日:2019-06-21

    申请号:CN201910172782.X

    申请日:2019-03-07

    Abstract: 本发明公开了一种测定热离子燃料元件热电转换性能实验装置及方法,该实验装置包括热离子燃料元件、加热棒、水冷套管、氦气室等,配套设备有氦气系统、冷却水系统、铯蒸气系统、电路系统及数据测量采集系统;实验中热离子燃料元件发射极的最高运行温度可达1600℃,能够通过调节燃料元件的加热功率和气体压力以模拟热离子燃料元件不同的工况,获取热离子燃料元件的伏安特性曲线、热电转换效率等热电转换性能参数;实验装置结构简单。

    一种环形燃料热流分离实验装置及方法

    公开(公告)号:CN109211966B

    公开(公告)日:2019-06-04

    申请号:CN201811051910.7

    申请日:2018-09-10

    Abstract: 一种环形燃料热流分离实验装置及方法,该实验装置包括燃料元件、圆柱形套管、入口接管、出口接管,其中,入口接管焊接在圆柱形套管下部,出口接管焊接在圆柱形套管上部,燃料元件通过定位格架与圆柱形套筒连接。定位格架同时也是温度测量通道,用于测量传向外通道的热流,并通过计算获得向内通道传递的热流;圆柱形套管上半部布置有两个测压组件,所测压力用来计算外通道冷却剂流速,可进一步计算获得内通道冷却剂流速;上述装置整体结构简单,容易加工,成本低廉,为环形燃料热流分离的研究提供了模拟装置。

    一种高温碘蒸汽环境下核燃料包壳管径向变形测量系统

    公开(公告)号:CN109000577B

    公开(公告)日:2019-05-10

    申请号:CN201810707740.7

    申请日:2018-07-02

    Abstract: 本发明公开了一种高温碘蒸汽环境下核燃料包壳管径向变形测量系统,包括包壳管,安置包壳管的双层密闭热室,包壳管两端的密封盖和密封底座,上层热室的圆柱形腔室,伸入包壳管内的电子拉伸机,安装在电子拉伸机推杆上的载荷传感器,包壳管底部的温度传感器,还包括下层热室两侧可视化玻璃外的激光位移传感器以及气体进口管和气体出口管;电子拉伸机在包壳管内轴向压缩、径向膨胀,碘蒸汽流经圆柱形腔室和包壳管,该装置能够可靠有效地实现在高温碘蒸汽环境下包壳管的径向变形的测量:利用热室提供包壳管所需的恒定温度;利用各种密封技术,实现仅包壳内表面的碘蒸汽环境;利用下层热室两侧的可视化玻璃,通过激光位移传感器实现包壳管径向变形的测量。

    一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法

    公开(公告)号:CN107481774B

    公开(公告)日:2019-04-16

    申请号:CN201710583380.X

    申请日:2017-07-18

    Abstract: 一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法,该系统包括由泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验系统排放模块及相关管道和仪表组成的水力回路系统,由支撑钢平台、控制棒套管、非能动控制棒模型及其吊装机构组成的非能动停堆装置试验本体,由棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆组成的测量控制系统;加热到试验温度值的工质自离心泵出发经过流量调节后进入试验段通过液力维持非能动控制棒模型在控制棒套管内悬浮,之后从试验本体流出再回到水箱,形成闭式循环;本发明提供了该系统的试验方法;本发明采用的整体结构简单易于操作,材料和工质成本低廉,试验段的关键部件和设备都采用了可拆卸设计以便于升级改造。

    一种核反应堆安全壳喷淋环管优化设计方法

    公开(公告)号:CN107393617B

    公开(公告)日:2019-04-09

    申请号:CN201710488682.9

    申请日:2017-06-23

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆安全壳喷淋环管优化设计方法,步骤包括:测定喷嘴喷淋特性;建立三维喷淋场范围模块;建立指定环管布置下喷淋覆盖模型;测算喷淋覆盖率;判断布置方案是否满足安全壳内换热要求;判断布置方案是否满足安全壳内喷淋覆盖率要求;对不满足要求的情况重新确定需用喷嘴数量;重新确定喷嘴布置方案直至满足标准要求;最终确定环管布置方案;本方法发明以单个喷嘴的喷淋特性为基础,构建了一整套安全壳喷淋环管喷嘴布置的设计及优化方法;能够精细准确地实现对安全壳内喷淋覆盖的全尺寸建模及相应的覆盖率测算,可通过直观的模型给出不同布置方案下的不同覆盖效果,从而指导安全壳喷淋环管的设计工作,对反应堆设计及安全分析具有重要意义。

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