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新型核动力推进装置堆芯系统研究
| 论文题名： | 新型核动力推进装置堆芯系统研究 |
| 关键词： | 推进系统;钠冷快中子反应堆;堆芯瞬态特性;FRTRANS;程序 |
| 摘要： | 本文通过对船舶推进系统领域发展方向和新技术的调研,提出了一种新型核动力推进装置概念,用于水下运载器的推进.新型核动力推进装置由微小型快中子堆、碱金属热电直接转换元件、蒸汽引射式喷水推进器、超导磁流体推进器等主要设备组成.装置由微小型快中子堆提供热源,使用碱金属热电直接转换设备和钠热管进行能量的转换和传递,采用超导磁流体推进和蒸汽引射式喷水推进相结合的方式共同完成推进任务.这种推进系统摒弃了传统的噪声源,提高了能量利用效率,具有噪音低、安全性好、操控简单等特点,代表了未来舰船动力装置的发展方向.作为新型核动力推进系统的重要组成部分,微小型铍反射层钠冷快中子堆的概念设计工作已经由哈尔滨工程大学动力与核能工程学院321教研室和中国原子能科学研究院快堆理论室合作完成.作者参与了这项工作.本文将首先对这种堆型的概念设计方案进行介绍,然后在微小型铍反射层钠冷快中子堆概念设计的基础上对它的堆芯特性进行研究和分析,以探讨该堆型用于船舶推进系统的可行性和安全性.为了更好地完成这一工作,本文首先建立了回路式钠冷快中子堆堆芯物理和热工流体力学分析的数学模型,并在此模型的基础上运用Fortran语言编制了堆芯分析程序FRTRANS,使计算结果能够详细而正确的描述堆芯的运行工况.该程序能够计算快中子堆稳态运行和反应性引入、失流等运行瞬变工况下的堆芯物理、热工运行参数.程序中还引入停堆保护计算模块以模拟反应堆事故停堆后的运行工况.通过替代计算和使用成熟程序NKF、DINROS对中国实验快堆数据的验证计算表明程序模型建立正确,计算结果可靠,可以作为快中子堆堆芯和类似堆芯的分析工具.以FRTRANS程序为计算工具,本文对微小型铍反射层钠冷快中子堆堆芯的稳态运行工况和典型瞬态工况进行了计算分析.文中还讨论了该堆在典型反应性引入事故和失流事故中的固有安全性以及停堆保护系统的作用,并对反应性反馈系数进行了敏感性分析.在分析结果的基础上提出了概念设计的改进建议,使微小型铍反射层钠冷快中子堆的设计更加完善.本文提出的新型核动力推进装置概念为船舶动力系统的发展开拓了新领域.快堆堆芯分析程序FRTRANS的开发填补了微小型快中子堆堆芯瞬态分析程序的空白. |
| 作者： | 刘涛 |
| 专业： | 核能科学与工程 |
| 导师： | 韩伟实 |
| 授予学位： | 博士 |
| 授予学位单位： | 哈尔滨工程大学 |
| 学位年度： | 2004 |
| 正文语种： | 中文 |
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