矩形窄通道再淹没现象实验和数值研究

在反应堆发生大破口事故时,再淹没阶段可以有效地降低燃料元件温度,防止堆芯熔毁。为了预测再淹没过程中板状燃料元件的换热特性,进行了竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程的实验研究。针对实验工况,基于商用软件CFX,通过耦合分析加热板和流体的方法研究竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程。通过将数值模拟结果与实验结果进行对比,评价了相关模型的适用性,并验证了计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法在预测再淹没过程的有效性。基于验证后计算模型,对壁面初始温度、入口流速对再淹没过程的影响进行了分析,获得了相关初始条件对壁面温度变化的影响规律。     

热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析

热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。     

基于CFD方法的铅铋冷却燃料棒束的热工水力特性分析

铅铋冷却快堆作为第4代反应堆候选之一具有安全性高等特点，研究其在正常工况下的热工水力特性具有重要意义。本文基于商用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+，使用流固耦合的方法对带有绕丝结构的19棒束铅铋组件进行数值分析，探究了质量流量、功率等边界条件对组件内部流动传热特性的影响。模拟计算结果表明：CFD方法在子通道中心温度和壁面温度预测上与实验结果取得了较好的一致。同时，绕丝结构的存在使得子通道之间存在周期性的横向交混，并使得棒束表面温度呈现震荡。随质量流量的增加，子通道间横向交混增大。功率变化对通道间的横向交混速度的影响较小，冷却剂温度的横向分布无明显差异。     

7棒束超临界氟利昂流体流动传热数值分析

超临界水冷堆相对目前压水堆具设备简化、热效率高等显著优点,而相关实验研究公开资料受到研究成本和实验技术限制相当有限,数值分析在超临界流动传热方面的应用逐渐广泛却缺乏相应的实验数据验证。在7棒束内超临界氟利昂流体流动传热实验的基础上,采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件STAR-CCM+、子通道软件COBRA-SC分别对三种典型工况的流动传热进行数值分析。对壁面温度的预测结果表明,流体温度低于拟临界点条件下,STARCCM+的计算结果低于实验值,温度误差在8%内;流体温度高于拟临界点条件下,STAR-CCM+的计算结果高于实验值,温度差值在16%内。改造后的COBRA-SC程序计算得到的典型通道流体温度与STAR-CCM+结果一致,且COBRA-SC的计算对壁面温度做出了十分接近于实验值的预测。研究表明,STAR-CCM+和COBRA-SC均能对棒束内超临界流体流动传热做出了较好的趋势预测,但对于流体温度跨越拟临界点温度条件下的模型需要进一步完善。     

基于丝网技术的矩形通道空泡份额测量研究

对于矩阵窄缝通道，基于丝网测量技术，通过改进传感器探头结构，设计了一种新型的非侵入式空泡份额测量传感器。设计气水两相实验，使用该传感器以及高速相机同时对矩形窄缝通道进行测量，通过数据的对比，验证了该传感器的可行性。此外，开发了适用于该传感器的后处理程序。基于高速相机测量结果，对后处理程序中的相关算法进行比对，结果表明，Lanczos算法和Canny算法与高速相机拍摄结果更加接近，更适用于本文所提出传感器的数据处理。      

基于聚类和随机搜索优化的核反应堆数字孪生参数反演模型

为了实现对核反应堆内置传感器的大量数据的高效存储、传输和分析,本文结合聚类算法与随机搜索优化的人工神经网络,对空间热离子反应堆的数字孪生系统搭建了一个参数反演模型,实现在热管失效工况下的堆芯温度数据的反演。使用20%热管失效工况下空间热离子反应堆堆芯4个区域的温度数据,通过K-means聚类与轮廓系数指标提取各区域的特征温度参数,通过随机配置优化的全连接人工神经网络(ANN)完成特征参数到其他参数的反演,并对反演效果进行验证。研究结果表明,运用该方法对燃料、发射极、接收极、冷却剂4个区域进行参数反演,温度反演值的相对误差均方根分别为0.55%、0.41%、0.19%、0.18%,其中用于反演的特征参数占总参数比例均不超过8%。因此本研究建立的参数反演模型能够获取特征参数的物理含义,并对空间热离子反应堆堆芯温度参数进行较高精度的反演。     

六角形节块中子输运计算程序快速求解策略初步研究

计算时间与计算精度是衡量中子输运方法应用的重要指标,针对如何在保证计算精度的前提下减少计算时间开销问题,本研究提出一种基于六角形节块中子输运计算程序的快速求解方法。采用60°周期性对称边界条件求解1/6堆芯,并对1/6堆芯进行并行计算。考虑到不同能群和节块所对应的响应矩阵间存在天然的脱耦性,以及响应矩阵方程求解时非重叠空间区域间可并行性,开发了基于MPI(Message Passing Interface)的响应矩阵构造及矩阵方程求解的并行程序。在并行情况下,针对TAKEDA4基准题开展了校核计算。结果表明:60°周期性对称边界条件和并行计算功能,能够在保证相同计算精度的前提下大大提升计算效率,验证了快速求解策略的正确性。相比于全堆芯串行计算,在9个计算核心数目下,1/6堆芯总计算时间开销在P1、P3、P5下分别可约降低了1/26、1/25、1/22,初步实现六角形节块的快速求解。     

单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析

钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件，细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物，可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟，分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布，并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明：实心介质堵流危害比多孔介质更为严重；实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置，而多孔介质堵流事故的位于堵块后方，且随堵块面积的增大而往下游偏移；堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响，随堵块孔隙率的增大而减小。