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以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。 相似文献
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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。 相似文献
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基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2 m,与国内某自主设计三代核电堆型下封头呈1∶1比例,试验采用非共晶摩尔比例20%NaNO3-80%KNO3混合物作为熔融物模拟物。熔融池瑞利数可达到1016量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验研究了不同熔融物注入位置、熔融池高度、加热功率和注入次数等对熔融池温度场和热流密度分布的影响。结果表明,在同等瑞利数量级下,COPRA试验得到的熔融池向下封头壁面传热的Nu较国际上其他试验得到的结果低。 相似文献
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以液态钠作为试验工质,对六边形排列的7棒束通道内液态钠流动换热特性进行了试验研究。试验流速为0~4 m·s-1,热流密度为0~120 kW·m-2,系统压力为1.5~200 kPa,对应的雷诺数和佩克莱数分别为4 000~60 000和0~340。深入分析了部分热工参数对7棒束通道内液态钠流动换热特性的影响,通过对7棒束通道内液态钠流动换热的试验数据的非线性拟合,得到适用于7棒束通道内液态钠流动换热的经验关系式。结果表明:拟合得到的摩擦系数关系式和努塞尔数关系式能准确地预测7棒束通道内的试验数据,其预测误差分别小于5%和6%。将获得的努塞尔数关系式与其他研究者的试验数据进行比较,与其他研究者985%的试验数据误差在30%以内,表明获得的关系式适用于7棒束通道内液态钠流动换热。 相似文献
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热管作为一种具有高热导率的传热装置,工作核心在于其内部工作流体的蒸发和冷凝。若热管工作过程中气腔内存在不凝性气体,主流区中蒸气和不凝性气体在对流运动的作用下将一起移动到气-液分界面,不凝性气体的存在阻碍了工作流体在气-液交界面处的正常冷凝。本文基于热阻网络法添加了不凝性气体区域传热模型,研究了不凝性气体对高温锂热管稳态传热特性的影响。结果表明,热管达到稳态时不凝性气体的存在缩短了热管的有效传热长度,破坏了热管的等温性和良好的传热效率。此外随着不凝性气体体积份额的增大,不凝性气体区域温度降低幅度越大;随着热管蒸发段输入功率的增大,热管正常工作区域整体温度越高,相同质量的不凝性气体占据的体积份额越小,热管壁面温度出现明显温度梯度降低的位置随着功率升高而向下游移动。 相似文献
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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。 相似文献
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