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为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体CFD分析模型,得到反应堆内流场特性和各组件的受力等热工水力特性。计算结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析是非常必要,所建立的CPR1000整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为CPR1000压水堆安全运行提供有效的参考数据。 相似文献
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为准确预测钠冷快堆堆芯三维热工水力参数分布同时降低计算资源需求,基于表征体元概念建立了针对绕丝棒束组件的三维多孔介质模型,根据组件几何结构特点将冷却剂与固体壁面间的相互作用力分解为分布式阻力,引入包含湍流搅混传热、流体导热和燃料棒导热的有效传热系数模型刻画组件的径向传热。采用日本东芝公司核能工程实验室37棒液态钠冷却绕丝棒束组件实验进行模拟计算,数值计算结果与实验结果对比发现,基于论文提出的多孔介质模型可以在多种工况下较好地复现实验结果。因此,本研究提出的多孔介质模型可用于钠冷快堆绕丝棒束组件三维热工水力参数分布预测。 相似文献
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堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。 相似文献
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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。 相似文献
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利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。 相似文献
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基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术(DLL),利用商用计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF)实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算,开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故(UTOP)模拟,并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-III的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-III的分析结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):34-39
为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。 相似文献
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堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。 相似文献
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《原子能科学技术》2015,(Z1)
钍基熔盐堆(TMSR)是一种使用石墨包覆颗粒作为燃料,熔盐作为冷却剂的第4代反应堆。TMSR堆芯区域的球形燃料增加了反应堆热工水力分析的复杂程度,为了分析反应堆在发生丧失强迫循环后堆芯的温度分布情况,需对整个堆芯进行CFD建模模拟。本文对TMSR堆芯进行几何建模和网格划分,并使用ANSYS CFX进行了多孔介质模型的建模模拟。在主要考虑导热换热和浮力影响以及两种不同的保温层厚度情况下,对堆芯稳态运行时的温度分布和发生事故后60s的瞬态温度分布进行了初步分析。研究结果证明了利用CFX及其多孔介质模型对TMSR堆芯进行模拟的可行性,并与REALP5-3D结果进行比较,初步验证了在该简化模型的边界条件下,堆芯熔盐短时间内不会发生沸腾。 相似文献
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基于计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用计算程序Fluent,研究了模块化熔盐冷却球床堆(Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor,PB-AHTR)中心热通道稳态热工水力行为。利用已开发的多孔介质流固两相局域非热平衡模型计算了球床堆中的压降、冷却剂的温场分布以及固相球床的温场分布,计算并比较了不同的多孔介质阻力因子(Ergun与KTA)对通道内的冷却剂流动以及温场分布的影响,并对丧失部分冷却剂情况下通道内的冷却剂及燃料温度进行了计算分析。结果表明使用不同的阻力因子对堆芯压降计算结果和流场的分布影响较大;而冷却剂温场及固相球床温场和球心的温度分布在不同的阻力因子下的差别较小,在PB-AHTR的设计参数下堆芯产生的热量能够被有效的输出,设计具有较大的安全裕度。计算结果对于球床堆的优化设计提供了一定的参考价值。 相似文献