窄矩形通道两相流动沸腾压降特性实验研究

实验研究了横向均匀和非均匀（多项式和正弦分布）加热条件下垂直矩形通道（2 mm×60 mm×1 000 mm）的沸腾压降特性,实验段为双面加热,有效加热面尺寸为56 mm×700 mm。工作流体为去离子水,通过改变入口压力和流量边界开展不同参数工况下的实验研究。结果表明,两相压降梯度随饱和压力的增加而减小,随质量流速的增加而增大,含气率对两相压降的影响与质量流速有关,横向功率分布形式对流动沸腾压降也有重要影响。基于均匀加热实验数据对现有的两相压降预测模型进行了评价,发现使用等效黏度假设的均相模型极大低估了实验值,且预测结果的分散度较大;分相模型中Müller-Steinhagen和Heck、Li和Wu关系式预测效果最好,平均绝对误差分别为11.8%和12.3%,且大多数预测值在±20%误差带内。本文基于Müller-Steinhagen和Heck关系式形式引入邦德数Bo考虑表面张力的影响,拟合得到新的预测关系式,该关系式对实验数据的预测误差在±8%的误差范围内。     

水下航行器微型核电源堆芯设计

热管冷却反应堆因其体积小、功率密度高、使用寿命长、环境适应性强的特点,在飞行器、水下航行器动力系统等领域具有广泛的应用前景,具有重要研究意义。本文在调研国内外相关研究的基础上,针对水下航行器静默式微型核电源,提出了一种热功率2.4 MW、长寿命、低噪声的锂热管冷却堆芯设计方案。采用蒙特卡罗程序进行中子学计算,得到堆芯功率分布、反应性反馈与临界安全特性;采用MCNP5与点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序MCORE计算堆芯寿期。结果表明,堆芯最大功率峰因子为1.42,堆芯寿期达到14 a,堆芯参数符合设计要求,为该型核电源的设计与应用提供了一定的参考。     

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留（IVR）分析程序IVRASA-ELLIP,计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热,分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚,并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明,在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小,与热流密度的变化趋势相对应,椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小,椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。     

中国先进研究堆稳态自然循环能力分析

针对中国先进研究堆(CARR)的结构和运行特点,开发了CARR自然循环能力计算程序,计算得到了不同池水温度条件下CARR自然循环能力,并分析了池水温度对CARR自然循环特性的影响:自然循环冷却剂流量随池水温度的升高而增大,但自然循环能力(带走的堆芯功率)随池水温度升高而降低.基于理论推导和程序计算结果,提出了一个适用于预测不同池水温度下CARR自然循环流量和堆芯功率的简单关系式,该关系式预测值与程序计算结果误差小于±10%.     

热管堆用高温热管参数敏感性分析和优化

热管堆用高温热管的设计是存在约束的多目标优化问题，本文旨在实现高温热管的快速多目标设计优化。针对高温热管，考虑干道、槽道、丝网、烧结等吸液芯，基于改进热阻网络法，采用非支配遗传算法Ⅱ对热阻和毛细质量流量进行优化。结果表明，热管性能与工质和吸液芯有关，圆形和矩形干道采用工质钾更佳，三角槽和烧结纤维采用工质钠更佳；钠热管中热阻性能优劣依次为环形干道、丝网、矩形槽、烧结颗粒、烧结纤维、三角槽、圆形干道、矩形干道，流量性能优劣依次为环形干道、丝网、烧结颗粒、矩形槽、矩形干道、圆形干道、三角槽、烧结纤维；在800~950 K范围内，工作温度提升导致除环形干道外热阻减小89.9%以上，流量增加320.8%以上，环形干道中热阻减小93.5%，但流量减小8.8%。本研究可为核反应堆高温热管设计优化提供参考，提升高温热管性能。      

AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析

本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲分析,获得相关热工水力现象的模化准则,最终得到实验台架几何和热工水力参数。     

小型核电源传热及热电特性实验研究

针对无人水下航行器（UUV）续航能力差这一缺点，结合核动力UUV中的结合静默式温差发电热管反应堆技术，建立非核电加热实验台架，进行启动实验，验证静默式温差发电热管堆技术的技术可行性。实验结果表明:实验装置系统启动过程顺利，启动后等温性良好；温差发电器件热电性能良好，发电效率可达6.8%。该实验装置作为国内首个基于温差发电及高温热管传热的电加热实验台架，其实验数据可为静默式温差发电热管反应堆进一步设计和应用提供参考。      

基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。      

多层结构包壳和非刚体芯块力学建模及应用

针对事故容错燃料（ATF），基于有限差分法开发了多层圆柱体力学模型。将新模型植入FRAPCON 4.0程序中，并替换了原有Fracas模型。通过对相同对象计算，对比了新旧模型的特点并验证了新模型的合理性和先进性。对比发现，大部分参数结果吻合良好，佐证了非刚体芯块假设对于传统燃料具有一定合理性，但旧模型对接触压力的预测过于保守，改进后程序的预测结果更合理。最后，分析总结了所开发新型多层结构包壳模型和改进后FRAPCON 4.0在燃料性能分析中潜在的应用。     

基于DEM的重金属颗粒流靶区输运过程研究

基于固体和液体散裂靶,近期国内外研究学者提出了一种新概念重金属颗粒流散裂靶。加速器驱动次临界系统(ADS)中重金属散裂靶在高能质子轰击作用下,出现能量沉积现象,而这些热量必须进行有效冷却以保证ADS的安全性。本文针对这种新概念颗粒流靶对靶区产生的高额热量的导出效果进行了模拟分析。首先采用蒙特卡罗程序计算450 Me V质子束轰击钨靶后能量沉积的空间分布,并将此作为颗粒流的体热源输入,基于计算流体力学-离散单元法(CFD-DEM)耦合方法对ADS靶区两种不同直径颗粒流的输运过程进行了模拟研究。结果表明,随颗粒直径的减小,靶区内温度分布更为均匀,颗粒流的流动特性更接近流体,颗粒导热性能增强;颗粒流靶中热应力可局限在单个颗粒内部而承受更高的能量沉积,具有更高的安全限值以及更广阔的应用前景。