基于流动与传热网络的HTR-PM堆内热工水力模拟

球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）全尺寸模拟机的开发是示范工程的重要组成部分,HTR-PM堆内热工水力过程的模拟是模拟机开发的关键技术之一。本文针对堆内热工水力过程的模拟进行了研究,根据堆内几何结构和热工水力过程的特点,采用组件搭建的方式建立了HTR-PM堆内流动与传热过程的计算模型,基于所建立的流动与传热网络模拟方法,编制了相应的模拟计算程序,实现了HTR-PM堆内热工水力过程的模拟,给出了反应堆50%FP、100%FP稳态工况、控制棒误提升事故工况的模拟结果,通过与设计分析程序THERMIX的比较进行了验证。对比结果表明,模拟方法和基于流动与传热网络的计算模型能够满足模拟机的开发要求,反映了堆内热工水力过程的特点。     

高温气冷堆堆芯实时热工水力模型

为建立适用于球床式高温气冷堆核电厂的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立高温气冷堆堆芯的实时热工水力模型,利用流体网络求解氦气流道的流量与压力分布及传热网络求解球床燃料区、石墨反射层区与碳砖区的温度分布,实现整个氦气流场与固相温度场的实时、耦合计算。模拟100%额定负荷和50%额定负荷2个稳态工况和入口温度阶跃和流量阶跃2个动态过程。稳态工况与设计参数的定量对比以及动态过程的定性分析表明,该模型具有较好的适用性。     

球床氟盐冷却高温堆堆芯热工水力模拟

本文对球床氟盐冷却高温堆堆芯热工流体现象进行了研究。采用计算流体动力学(CFD)方法进行了三维建模和计算,得到了燃料元件球表面温度分布和堆芯冷却剂速度场、温度场和压力的分布,验证了稳态工况下氟盐对堆芯的冷却能力,分析了氟盐的特殊热工流体力学性质对堆芯安全的影响,结果可用于球床氟盐冷却高温堆的初步设计。     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。     

350MW环型球床高温气冷堆失冷失压事故下的热工特性研究

由于环型球床高温气冷堆特殊的堆芯结构，使其在失冷失压事故下堆内最高温度能够明显低于模块式球床高温气冷堆在相同事故下堆内最高温度。当堆芯热功率有较大幅度提高时，环型堆芯仍然能够凭借自身传热机能将衰变热量及时排出，满足失冷失压事故下燃料最高温度限制。这不仅增大了反应堆的安全性能，同时也能够有效地增加反应堆单堆功率，使环型球床高温气冷堆在经济上更具竞争力。本文研究环型球床高温气冷堆在提高功率水平时，反应堆在失冷失压事故下堆内的热工特性，并综合分析了几个重要的结构尺寸热工参数对失冷失压事故下燃料最高温度的影响。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容，在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆，开发了稳态热工水力分析程序，对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析，重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明，燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量，冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响，孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点，此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

TMSR-SF球床随机堆积结构的离散元模拟

中国科学院上海应用物理研究所设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experimental Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF)是一种球床型氟盐冷却高温堆,其三维球床随机堆积结构对于堆芯反应性变化和换料分区方案以及热工水力分析中的流动传热都具有重要的影响。为了研究TMSR-SF堆芯球床随机堆积规律,基于PFC3D(Particle Flow Code 3 Dimensional)程序,分别计算并分析了填充颗粒球大小、颗粒间摩擦系数以及填充颗粒球数对球床稳态堆积结构的影响。结果表明:填充直径小的颗粒球,可使球床孔隙率振荡减弱,有利于堆芯功率密度分布的展平;通过减小颗粒间摩擦系数能较好地模拟振动压实效果,压实过程中颗粒间摩擦系数与稳态堆积球床孔隙率和配位数满足负指数关系。当填充颗粒球数超过约8 000个后,球床平均孔隙率和配位数变化趋于恒定,分别稳定在0.43和5.6左右;此时颗粒球数量对球床稳态堆积结构的影响降至最低,可被用来代替满装堆时的球床用于TMSR-SF自然循环的热工水力数值分析,达到节省计算资源的目的。本研究对理解TMSR-SF堆芯球床结构特性与堆积规律具有参考价值。     

GPU加速的球床式氟盐冷却高温堆堆芯热工水力程序研发

球床式氟盐冷却高温堆(Pebble Bed Fluoride-salt Cooled High Temperature Reactor,PB-FHR)是一种先进的第四代反应堆。三维堆芯热工水力程序能够模拟具有复杂空间效应的工况,但计算耗时较高。图形处理器(Graphics Processing Unit,GPU)具有大量计算单元,可有效提高程序的计算速度。本文研发了GPU加速的PB-FHR堆芯热工水力程序(GPU-accelerated Thermal Hydraulic Code,GATH),采用非热平衡多孔介质模型建立堆芯物理模型,研究并实现了GPU高速求解算法。对PB-FHR的堆芯模型进行了热工水力分析,与商用计算流体力学软件ANSYS CFX的计算结果进行了对比,验证了程序的正确性。GPU加速性能分析的结果表明,程序整体的加速比率可达8.39倍,证明所研发的GPU求解算法能有效提升堆芯热工水力分析的计算效率。