基于PIV技术的低雷诺数下棒束通道流场研究

基于粒子图像测速（PIV）技术开展了低雷诺数（Re）条件下5×5棒束通道内充分发展段的流场可视化研究,试验Re从310~12296内选择了22组工况进行研究。试验结果表明:在低Re下,棒束通道内部的相对速度梯度较大,随着Re的上升,棒束通道内速度趋向于均匀化分布;通过阻力特性观察到的棒束通道中转捩相对于圆管较为模糊,转捩Re为900左右;在低Re效应的影响下,无量纲速度均方根随Re的增大而减小,而在转捩Re附近出现了无量纲速度均方根随Re的增大而增大的现象;此外该试验可以用于验证湍流模型对于不同Re的适用性。      

3×3棒束间湍流流动的3D激光多普勒方法实验研究

子通道或者子通道间的流动搅混显著影响热传递性能。采用5光束3D激光多普勒测速(LDV)系统对3×3棒束间的流动速度进行测量。棒束组件带有简单的定位格架,格架中没有安装搅混装置。棒束的直径与棒间距根据真实燃料组件确定。测量区域选择在近出口段的位置,此位置距离定位格架较远,流动已是充分发展。测量窗口选择在侧边。采用2D LDV测量了1/4的子通道截面,试验记录了测试区域中的主流速度和湍流强度。     

反应堆燃料组件棒束流场的激光测试和计算

采用DANTEC 55X两维激光多普勒测速仪对反应堆燃料组件棒束流场进行了测试,获得了其不同断面处的紊流速度分布及湍流特性,并进行了理论模型计算分析,试验结果与理论计算及他人实验结果符合较好。试验模型为一正方形排列的4×4棒束,节距比S/d=1.315。测量断面位于中间支撑板上下游,测量的轴向速度正方向与水流方向一致,试验雷诺数范围1.8×10~4～3.6×10~4。应用激光测速系统,采用后向接收工作方式,该系统配有双通道光电频移器,频移量高达40MHz,从而可以准确地判别流向。在进行统计计算时,对统计样本进行了滞留时间加权处理。最后,对激光测速系统的使用,提出了几点体会和建议。     

反应堆燃料组件棒束流场的激光测试和计算

采用DANTEC 55X两维激光多普勒测速仪对反应堆燃料组件棒束流场进行了测试,获得了其不同断面处的紊流速度分布及湍流特性,并进行了理论模型计算分析,试验结果与理论计算及他人实验结果符合较好。试验模型为一正方形排列的4×4棒束,节距比S/d=1.315。测量断面位于中间支撑板上下游,测量的轴向速度正方向与水流方向一致,试验     

棒束通道内混合对流传热实验研究

以自然循环下堆芯内可能会发生的低流量传热为研究背景,对5×5棒束通道内的混合对流传热现象进行了实验研究。实验压力为6 MPa, 质量流量为25~150 kg/(m2·s),热流密度为25~300 kW/m2,实验雷诺数Re为1000~30000,浮升力参数Bo*为2×10-7~3×10-3。实验发现,随着Bo*的增大,棒束通道内传热产生先弱化后强化的趋势。浮升力对棒束通道内传热造成影响的起始点为Bo*=3.5×10-6,当Re >15000时,浮升力依然可对传热造成弱化现象。基于实验数据,提出了适用于棒束通道的混合对流经验关系式。      

5×5棒束通道内压降特性实验与数值研究

分别以实验与数值模拟对5×5棒束通道压降特性进行了研究。在5×5棒束通道实验本体上开展了压降实验研究,雷诺数范围为2000～14000。获得了棒束通道内压降随雷诺数的变化关系,并在实验工况范围内拟合了摩擦阻力系数计算经验关系式,关系式对摩擦阻力系数的预测偏差在5%以内。在实验研究基础上,开展了棒束通道内压降数值研究。对于雷诺数低于2000的工况选取层流模型,雷诺数高于2000的工况选取标准k-ε模型、Realized k-ε模型、RNG k-ε模型与LPS-RSM等湍流模型,开展了棒束通道内流场数值模拟,并拟合了层流工况下高精度摩擦阻力系数计算关系式。数值模拟结果表明,雷诺数较高时,标准k-ε模型、Realizedk-ε模型、RNG k-ε模型与LPS-RSM等湍流模型均能较好地预测摩擦阻力特性。     

2×2棒束通道格架搅混翼横向流场PIV实验研究

以2×2放大棒束通道格架模型为基础,利用粒子图像测速(PIV)对格架搅混翼引起的燃料组件棒束通道内横向流场特性进行实验研究。测量流体经过格架搅混翼后不同位置的横向速度发展情况,比较折弯角分别为20°、25°、30°、35°、40°和45°时横向流场的变化情况,给出雷诺数对横向流场的影响。获得4个典型雷诺数(Re为33000、36000、40000、45000)下的流场特性。结果表明,Re和搅混翼折弯角度的改变,都会显著影响棒束通道内横向流动。     

5×5螺旋十字型棒束组件阻力与交混特性实验研究

本文对5×5螺旋十字型棒束(HCF)组件进行热工水力实验,获得了HCF组件的阻力系数和交混系数。测量了螺旋十字型棒束组件的沿程压降,并拟合了阻力系数关系式。基于能量平衡法对HCF组件的交混特性进行了分析。将低温水直接注入棒束组件的子通道中,通过测温导管将T型热电偶固定在子通道的中心位置,并测量了各子通道内的水温分布。HCF组件内的横向交混由湍流交混和流动后掠组成,定义等效交混系数来分析HCF组件内的横向交混率。HCF组件的等效交混系数不随雷诺数的增加而明显变化,其均值为0.019。将等效交混系数输入子通道分析程序Cobra-tf中,计算了子通道内的水温分布。结果表明,水温分布的实验值和计算值符合良好,平均偏差为0.16 ℃。     

基于丝网传感器的5×5棒束通道空泡分布测量研究

为研究压水反应堆燃料组件棒束通道内的两相分布规律,设计并制造了适用于棒束通道的丝网传感器模块,开展了5×5棒束通道内空气-水泡状流的空泡分布测量实验,分析了棒束通道内空泡份额的分布规律及气泡尺寸对空泡分布的影响。实验结果表明,发生横升力方向反转的小气泡在壁面附近聚集、大尺寸气泡则聚集在子通道中心;常温常压下发生横升力方向反转的临界气泡直径在4~6 mm之间,证明了横升力模型在棒束通道中的适用性。      

含绕丝棒束内横向流动的可视化实验与数值模拟研究

螺旋绕丝是第4代先进核反应堆燃料组件的定位装置之一,冷却剂在绕丝作用下发生定向交混和周期性横流,是影响燃料元件包壳温度的重要因素,有必要进行深入研究。本文采用粒子图像测速法对含绕丝7棒束内水的横向流动进行实验测量,得到了横截面整体速度分布和局部流动特性,并利用STAR CCM+软件进行了稳态数值模拟,分析了无量纲横向流速的变化规律。结果表明,棒束内存在整体环流和若干局部涡流,大尺度涡出现在棒和内壁附近,小尺度涡出现在棒和绕丝附近。随着雷诺数的增大,横向流动规律基本一致,但速度大小呈线性增长趋势。湍流模型敏感性分析表明,雷诺应力-椭圆混合模型对流场的预测与实验数据最为接近。横向流动具有明显的周期性,对于所选定的棒束结构,最大横向流速约为轴向流速的25%,且在绕丝经过棒间隙时出现突变。     

实验室尺度三维含水层核素迁移模型试验

为了准确模拟和预测核素在含水层中的分布、累积情况，借助物理模型试验与核素迁移模式客观反映其迁移、转化规律是不可或缺的手段。以山西第四系粉质壤土潜水层地下水为研究对象，建立实验室尺度下的核素迁移三维模型试验，示踪核素⁹⁰Sr以点源形式布设在断面中心位置，通水量为375 mL/d。结果表明，260 d后中心点处⁹⁰Sr浓度峰值沿轴向迁移了3.9 cm，峰值活度浓度为1.04×10⁴ Bq/cm³；随着与轴线距离的增加，径向上、下对称6个区域的峰值浓度逐渐减小，上半部活度浓度为1.02×10³～8.03×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为2.7～3.6 cm，下半部活度浓度为1.86×10³～9.80×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为3.3～3.6 cm。结合试验体中⁹⁰Sr的浓度分布，建立Hydrus-3D核素迁移三维数值模型，拟合得到了⁹⁰Sr在粉质壤土中的吸附分配系数为79.0 mL/g，纵向弥散度为0.7 cm，横向弥散度为0.8 cm。     

实验室尺度三维含水层核素迁移模型试验

为了准确模拟和预测核素在含水层中的分布、累积情况，借助物理模型试验与核素迁移模式客观反映其迁移、转化规律是不可或缺的手段。以山西第四系粉质壤土潜水层地下水为研究对象，建立实验室尺度下的核素迁移三维模型试验，示踪核素⁹⁰Sr以点源形式布设在断面中心位置，通水量为375 mL/d。结果表明，260 d后中心点处⁹⁰Sr浓度峰值沿轴向迁移了3.9 cm，峰值活度浓度为1.04×10⁴ Bq/cm³；随着与轴线距离的增加，径向上、下对称6个区域的峰值浓度逐渐减小，上半部活度浓度为1.02×10³～8.03×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为2.7～3.6 cm，下半部活度浓度为1.86×10³～9.80×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为3.3～3.6 cm。结合试验体中⁹⁰Sr的浓度分布，建立Hydrus-3D核素迁移三维数值模型，拟合得到了⁹⁰Sr在粉质壤土中的吸附分配系数为79.0 mL/g，纵向弥散度为0.7 cm，横向弥散度为0.8 cm。     

自然循环工况下离心泵阻力特性的实验研究与数值模拟

停转后泵的阻力特性对自然循环流量影响明显。为研究低流量自然循环工况下离心泵的阻力特性,设计了实验台架,对离心泵的正向压降、反向压降和损失系数进行了测量,实验雷诺数为2.0×10⁴～1.5×10⁵。实验表明：相同雷诺数下,反向压降明显高于正向压降;雷诺数大于8×10⁴时,损失系数基本保持不变,而低雷诺数下损失系数随雷诺数的降低有增大的趋势;基于实验得到了损失系数的经验关系式。采用CFD方法对离心泵的内部流场进行了模拟,计算表明：CFD方法能较好地预测损失系数,RNG k-ε模型与实验值的相对误差不超过10%;离心泵的压力损失主要集中在叶轮、导叶等结构的交界区域;正向与反向流动的流场分布存在显著区别;低雷诺数下局部流动更加不稳定。     

废放射源近地表处置活度限值推导

以我国低中放固体废物北龙处置场和西北处置场为参考场址,针对钻探景象和钻探后景象,考虑了几个重要放射性核素,推导了废放射源在两个场址中处置的活度限值。除¹³⁷Cs的关键景象为钻探景象外,其他所选核素的关键景象均为钻探后景象。且单个废物包中的废放射源活度限值不受处置场的限制,推荐了适合于近地表处置的单个废物包内废放射源的接收限值,⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、²³⁸Pu、^63Ni、²⁴¹Am、²²⁶Ra和²³⁹Pu分别为2.0×10¹⁰、6.0×10⁹、1.0×10⁶、1.0×10¹¹、1.0×10⁷、1.0×10⁶和8.0×10⁶Bq。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

圆形封闭旁支管流致声共振实验研究

旁支管流致声共振是由特定结构下流场和声场相互作用的结果。本文针对圆形封闭旁支管结构的声共振特征展开实验,研究了旁支管高度和主管道流速对旁支管声共振现象的影响,获得了压力脉动特征和声共振发生区域。实验研究的5种旁支管高度（H/d）为6、8、10、12和14,实验雷诺数Re=3.24×10⁴～2.89×10⁵,马赫数Ma=0.029～0.26。研究结果表明：随着流速的增加,声共振频率会出现频率锁定现象;随着旁支管高度的增加,同阶声模态对应的主控频率降低,共振工况声压幅值降低,声模态转变点对应的流速减小,实验流速范围内声模态数增加。在本实验结构中,声共振主要发生在斯特鲁哈尔数St=0.2～0.55区域内。     

BRISOL钠同位素放射性核束的产生

北京放射性核束装置在线同位素分离器（BRISOL）采用100 MeV、200 μA回旋加速器提供的质子束打靶产生中、短寿命放射性核束,在线分析后供物理用户使用,其质量分辨率好于20 000。为开展²⁰Na核的奇异衰变特性研究,研制了氧化镁靶,并采用100 MeV质子束轰击氧化镁靶在线产生了^20～26Na⁺的钠同位素放射性核束。当质子束流强为8 μA时,²⁰Na⁺离子束的最大产额为2×10⁵ s^-1,²¹Na⁺离子束的最大产额为4×10⁸ s^-1。完成了北京放射性核束装置首个放射性核束物理实验,累计供束近200 h。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

Development of a helicon-wave excited plasma facility with high magnetic field for plasma-wall interactions studies

The high magnetic field helicon experiment system is a helicon wave plasma(HWP)source device in a high axial magnetic field(B_0)developed for plasma–wall interactions studies for fusion reactors.This HWP was realized at low pressure(5?×?10~(-3)?-?10 Pa)and a RF(radio frequency,13.56 MHz)power(maximum power of 2 k W)using an internal right helical antenna(5 cm in diameter by 18 cm long)with a maximum B_0of 6300 G.Ar HWP with electron density~10~(18)–10~(20)m~(-3)and electron temperature~4–7 e V was produced at high B_0 of 5100 G,with an RF power of 1500 W.Maximum Ar~+ion flux of 7.8?×?10~(23)m~(-2)s~(-1)with a bright blue core plasma was obtained at a high B_0 of 2700 G and an RF power of 1500 W without bias.Plasma energy and mass spectrometer studies indicate that Ar~+ion-beams of 40.1 eV are formed,which are supersonic(~3.1c_s).The effect of Ar HWP discharge cleaning on the wall conditioning are investigated by using the mass spectrometry.And the consequent plasma parameters will result in favorable wall conditioning with a removal rate of 1.1?×?10~(24)N_2/m~2 h.