CSR1000堆芯流量分配的研究

以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展平,内外燃料组件通道出口压降,呈现"N"型变化,增大内部燃料组件的堆芯入口功率,内部组件内的流量分配也将减少,而外部燃料组件通道中的流量将增加,适当调整堆芯入口流量初始分配比例,可以使各通道功率分布展平。     

中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发

针对中国先进研究堆(CARR)的具体特点开发了堆芯多通道热工水力计算程序ECARR。通过对全堆芯的数值模拟，得到了堆芯流量分配和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场，为进一步分析燃料元件的温差热应力等其它参数提供了所需数据。同时还对堆芯最热通道进行了热工水力计算及相应准则的判定。各参数符合CARR热工水力设计准则要求。     

板型燃料元件入口堵流条件下堆芯热工水力特性研究

应用多维堆芯物理与热工水力耦合程序PORSTA,充分考虑堆芯局部热工水力与中子动力学间的反馈效应,更贴近实际地模拟板型燃料元件堆芯的堵流状态,研究局部堵塞对堆芯热工水力特性的影响。结果表明:局部堵塞会引起强烈的堆芯局部热工水力和中子物理间的反馈效应,堵塞通道内将引入显著负反应性,功率下降;同时由于冷却剂流量减小,冷却条件恶化,通道内燃料中心温度、包壳表面温度以及冷却剂平均温度显著上升。堵塞局部亦将对全堆芯的热工水力特性产生影响。     

一种液态燃料熔盐堆堆芯流量分配设计

在液态燃料熔盐堆(Molten salt reactor,MSR)热工水力设计中,为实现堆芯径向功率展平需对堆芯流量分配进行设计,使得堆芯进口流量分布正比于释热量分布,而下腔室结构和流场分布对堆芯流量分配起决定性作用。利用FLUENT软件对堆芯三维流场进行模拟,通过调节下腔室结构和流量分配装置,对下腔室流场分布进行优化,最终实现堆芯流量合理分配。数值模拟结果表明,喇叭状下腔室比椭球形下腔室熔盐通道流量标准差降低4.2%,设置流量分配板熔盐通道流量标准差降低29.2%;改变下腔室结构和设置流量分配装置能够较好调节流量分配和功率分布匹配性,该结果可为液态熔盐堆堆芯优化设计提供依据。     

子通道热工-水力分析

一、引言动力堆的性能在很大程度上受热工-水力设计的限制。为了提高堆芯的热工-水力性能,要求堆芯的热工-水力分析尽可能精确地计算出堆芯各子通道内的压力、流量和焓分布,从而使对水堆设计造成重大限制的烧毁比和出口含汽量的计算更为精确。在压水堆的早期设计中,堆芯的热工-水力设计都在名义条件下进行,并把所得到的结果再迭加上极端条件下的热管因子和累计状态下的不确定性。由于设计中重复地使用这些因     

中国先进研究堆堆芯流量分配计算

针对中国先进研究堆(CARR)正常运行强迫循环工况和自然循环工况下堆芯内冷却剂流动方向相反的特点,开发了堆芯流量分配计算程序。程序针对这两种运行工况进行了全堆芯的数值模拟,得出堆芯流量分配计算结果和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场。计算发现两种工况下堆芯内各通道的流量份额变化不大,表明流量分配主要取决于通道几何形状和尺寸,基本可以忽略功率分布不均的影响。     

稳态堆芯多物理耦合系统CSSS V1.0的研发

充分考虑反应堆堆芯中子学物理、热工水力、燃料等专业的相互耦合过程,将先进节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料棒性能分析软件FUPAC V1.1进行集成耦合,得到稳态堆芯多物理耦合模拟设计分析系统CSSS V1.0,可计算典型压水堆的稳态运行物理、热工、燃料等专业参数。通过NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算,CSSS V1.0系统的计算结果与国际基准PARCS程序总体符合较好。     

核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。     

TACR燃料通道的子通道分析

用COBRA程序对TACR中装载旧钍燃料和新钍燃料的燃料通道进行了子通道分析,揭示了TACR燃料通道在这两种堆芯装料情况下热工水力情况的异同.为TACR堆芯热工水力设计提供了参考.     

核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。