具有外套管的释热元件表面温度求解

为进行具有外套管的释热元件的性能分析,需准确计算元件包壳外侧的温度分布。由于套管结构内外均存在流体,传热情况较为复杂,因此本文基于传热基本方程和能量守恒关系,设计开发了专用的迭代算法和计算程序求解该结构温度分布,并采用典型算例,将计算结果与Fluent软件仿真结果进行对比。结果表明,本文程序计算结果与Fluent软件仿真结果的相对误差小于5%。基于本算法编写的程序模块与燃料元件性能分析程序相耦合,可提高燃料性能分析流程的独立性。     

基于在线耦合的球形燃料元件温度场计算

由于三层各向同性(TRISO)颗粒弥散型燃料元件结构复杂且其材料性能随着辐照水平不断变化，不同燃耗下燃料元件的等效热导率不易确定。本研究基于COMSOL软件完成了TRISO颗粒性能分析程序开发，并与BISON程序预测值进行了对比分析。随后，基于COMSOL软件与MATLAB联合仿真建立了球形燃料元件等效热导率的计算方法，实现了球形燃料元件和TRISO颗粒模型间的在线耦合计算。在此基础上，获得了不同边界温度、燃耗条件下燃料元件径向等效热导率分布及温度场分布。计算结果表明，快中子注量达到3×10²⁵m^–2时，TRISO等效导热率下降约20%，燃料等效热导率下降约15 W/(m·K)。为了验证本研究方法的有效性，用微分-有效介质理论模型(D-EMT)计算燃料的等效导热率，得到的球形燃料中心温度预测值相比本研究方法的预测值低约25 K。本文研究方法更能真实反映球形燃料元件在反应堆内的温度场变化。     

COMMEN程序燃料元件精细模型的开发和验证

COMMEN程序是中国原子能科学研究院开发的钠冷快堆堆芯严重事故分析程序,包含了热工水力学模块、结构模块以及中子学模块。本文介绍COMMEN程序的燃料元件精细模型,该模型对燃料芯块内部节点进行划分,从而详细描述了燃料元件棒的径向温度分布。使用含有燃料元件精细模型的COMMEN程序从反应性反馈方面对中国实验快堆的UTOP（无保护超功率）事故进行计算分析,并将SAS4A程序和COMMEN程序的计算结果进行对比验证。结果显示,燃料元件精细模型计算的燃料温度与SAS4A程序的计算结果符合很好,开发的COMMEN程序适用于UTOP事故分析。     

基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算,通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度,结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大,壁厚越薄、长度越长,燃料元件的最大热应力和温度越小,展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。      

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

螺旋十字型燃料棒中子物理及热工水力性能分析

为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能，使用基于计算机辅助设计（CAD）几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学（CFD）软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟，并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明，螺旋十字型结构会略微降低反应性，增大径向功率峰因子；相较于圆柱型燃料棒，螺旋十字型燃料棒由于存在横向流动，能增强冷却剂交混，提升换热能力，在七棒束组件计算中，螺旋十字型燃料棒的平均温度和峰值温度都降低了约4 K。     

10 MW固态燃料钍基熔盐堆稳态物理-热工耦合

固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代先进核反应堆堆型之一,继承了熔盐冷却剂和球形燃料元件的许多优点和技术基础,具有良好的经济性、设计上的固有安全性、钍铀燃料的可持续性和防核扩散性。本文以10 MW固态燃料钍基熔盐堆为模型,利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ANSYS Fluent等模拟程序对其进行多物理耦合分析,同时利用C++语言编写了堆芯活性区的物理-热工耦合计算程序,实现了MCNP计算结果与Fluent程序的对接,并且通过对比耦合前后结果,分析了堆芯功率密度分布、有效增殖因子、温度分布等主要参数,为熔盐堆的设计、安全性评估和操作运行提供了参考依据。     

水堆燃料元件性能分析及程序FROBA开发

在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验证本工作开发程序的准确性。结果表明:在芯块和包壳接触前,芯块温度先上升,密实化消失后温度逐渐下降;接触后芯块温度会再次上升。     

热管技术及性能分析程序研究

作为一种高效的热传输手段，热管具备可靠性高、传热温差小、无需外力驱动等特点，因此在航天航空、核工程等领域得到广泛研究和应用。为更好地应用热管技术开展新型反应堆的设计和研发，掌握热管性能分析的理论方法和软件工具，本文开展了热管技术及相关程序的开发。对热管的结构和工作原理、种类、工作特性等进行了分析，研究了热管分析的基本理论和各种传热极限的计算模型。在此基础上开发了热管性能分析程序HEPAC，其具备各类热管的传热特性分析及传热极限计算能力，通过与相关实验数据的对比分析，验证了程序的正确性。相关程序开发为各种热管式反应堆的设计分析提供了重要工具。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

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。     

Development of a 2D conduction code for a finned fuel element analysis

The fuel element of KMRR (Korea Multi-purpose Research Reactor) has 8 longitudinal, rectangular fins to enhance the heat transfer performance. The existence of these fins makes it difficult to analyze the heat transfer phenomena within the fuel element using the conventional one-dimensional heat conduction model. As the uncertainty in the computation of the maximum sheath temperature significantly affects the core thermal margin, a computer code, called, TEMP2D, which is based on a two-dimensional heat conduction model has been developed to deal with the finned element and validated. This computer code TEMP2D has a fully implicit numerical scheme and can solve both the steady state and transient problems such as the changes in coolant thermal-hydraulic conditions and fuel pin power. The code accuracy, which proved to be an excellent one, was verified by comparing its results with those from two widely accepted computer codes, MARC and ADINA. The result of this code calculation has been used to compute the KMRR core thermal margin and to develop a correlation for the equivalent 1D heated diameter which can reproduce the maximum cladding temperature (or heat flux) at various steady states when used in the 1D heat conduction model.     

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。     

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

为研究某型号流体动压型核主泵机械密封流场和温度场的分布规律，使用Pro/E软件建立了机械密封环及密封腔的三维实体模型。采用k-ε湍流模型，基于ANSYS Fluent软件求解了纳维-斯托克斯（N-S）方程和能量方程。研究了密封环生热与密封腔散热的规律。分析了流体流动与温度变化趋势。结果表明:该型核主泵机械密封的压力以密封端面为界，分为高压区和低压区。在密封端面液膜压力由外径到内径逐渐降低。最高温度出现在密封端面处，由密封端面向外温度逐渐降低。液膜粘性剪切热通过密封环的热传导及腔内流体的对流换热作用而带走。机械密封的泵送环强化了端面热量的散失。      

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

To study the distribution of the flow and temperature field in a type of hydrodynamic mechanical seal of a nuclear reactor coolant pump, a three-dimensional model of the mechanical seal and the seal chamber is established based on the software Pro/E. The N-S equations and energy equation coupling with the k-ε turbulence model are solved based on ANSYS Fluent. The heat generation between the mechanical seal rings and the heat transfer distribution in the sealing chamber is studied. The fluid flow and temperature field of the mechanical seals is analyzed. The results show that the pressure distribution of the mechanical seals is divided into the high-pressure zone and the low-pressure zone by the sealing end face. The liquid film pressure in the mechanical seal end faces gradually decreases from the outer radius to the inner radius. The highest temperature appears at the sealing face, and the temperature decreases gradually away from the sealing face. The viscous heat in the liquid film is transferred away through the seal rings and the heat convection of the fluid flow in the sealing chamber. The pumping ring of the mechanical seal strengths the heat convection of the end faces.     

基于多表面封闭系统网络法的钠冷快堆乏燃料组件内部传热数值分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中，散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布，特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值，本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型，以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比，验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较，证明了程序更具有保守性。另外，比较了均匀与非均匀加热两种情况下的温度分布，分析了加热功率、表面发射率对温度的影响。     

Numerical Prediction of Radiation Heat Transfer in Spent Fuel Assembly Based on Network Method for Multi-surface Enclosure

Spent fuel assemblies in sodium-cooled fast reactor will be exposed in gas environment during transport process, leading to the worse heat transfer performance distinctly. For purpose of predicting the temperature distribution of spent fuel assemblies in gas environment, especially preventing the highest temperature of cladding exceeding the design limits, a numerical model was established based on network method for multi-surface enclosure, and a code intended for numerical analysis was developed based on this model. Reliability of the code was verified due to the comparison with experimental data of 37-rod simulated assembly. The code was confirmed to be more conservative than the Manteufel-Todreas correlation while comparing the predicting result of both. In addition, the temperature distributions under uniform-heating condition and nonuniform-heating condition were compared, and the influences of heating power and surface emissivity on temperature were analyzed.     

高压条件下燃料组件内过冷沸腾过程传热不均匀性研究

基于流体动力学软件Fluent中的流体体积函数（VOF）两相流模型，通过编写用户自定义函数（UDF）程序添加控制方程源项，建立过冷沸腾模型，对压水堆带定位格架的5×5燃料组件棒束通道内的过冷沸腾现象进行数值模拟。根据模拟结果，从空泡份额、燃料棒周向传热方面对比分析各个子通道内传热特性。研究发现各子通道内空泡份额的分布不均匀性较大，同样加热条件下，边通道的沸腾程度高于角通道。此外，对棒束周向的传热特性进行了分析，燃料棒周向努塞尔数呈不均匀性分布，燃料棒0°、90°、180°、270°等方向附近的传热能力较强，其相应的横向速度较大，对应的沸腾程度较强。      

液态金属钠在圆管内传热特性数值模拟研究

为研究液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的湍流传热特性，在已有实验研究的基础上，提出了k-ε模型下的湍流普朗特数Pr_t模型，并使用Fluent程序对圆管内的液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性进行了计算。理论设计值与已有实验结果进行对比，二者符合较好。根据本文提出的Pr_t模型，可较为精确地计算液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性。