华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS）,基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础。     

液态铅铋合金管内流动传热特性研究

为研究液态铅铋合金的流动传热特性,建立了相应的实验台架,并开展了传热特性试验,获得了1组针对液态铅铋合金的传热关系式。同时使用Fluent程序对圆管内铅铋合金的流动换热进行了模拟计算,以研究不同湍流普朗特数模型和不同湍流模型的选取对计算结果的影响。根据计算结果,探讨了不同湍流普朗特数模型对计算结果的影响,并得到了不同Peclet数下推荐使用的物理模型。     

棒束子通道CHF机理模型开发及初步验证

目前棒束通道中临界热流密度的预测多基于实验关系式,受限于特定的适用范围,无法有效外推或外推后预测精度下降。为满足不同轻水堆中临界热流密度的预测要求,有必要开发适用于不同几何尺寸及热工边界的宽范围临界热流密度预测方式。本文以子通道分析方法为基础,考虑偏离泡核沸腾和干涸两类临界现象,通过耦合子通道分析程序与临界热流密度机理模型,实现对棒束通道中临界热流密度的计算。通过与临界热流密度实验数据的对比,初步证明了耦合程序对棒束通道中临界热流密度具有较好的预测精度。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队（XJTU-NuTheL）长期致力于计算流体动力学（CFD）方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟（LES）及直接数值模拟（DNS）高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括：构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。     

随机填充球床通道内氦气流动特性实验研究

在聚变堆氦冷固态包层氚增殖区,球床通道内氦气流动压降特性对泵功率的设计具有重要意义。以氦冷固态包层氚增殖区为背景,研究了氦气流速、球床颗粒直径及球床通道长度对球床通道内氦气流动压降特性的影响。实验段采用20 mm×20 mm×500 mm的矩形通道,实验中氦气流速为0.1～0.6 m/s,球床颗粒直径为0.5、0.8、1.0、1.5、2.0 mm。实验结果表明,压降与氦气流速以及球床通道长度呈正相关,与球床颗粒直径呈负相关。对比Ergun关系式发现,在球床颗粒直径较小时,Ergun关系式预测值低于实验值,这主要是由于氦气可压缩性的影响。通过动量方程,理论推导出经可压缩性修正的Ergun关系式,结果发现修正后的Ergun关系式预测值与实验值符合良好。本研究为氦冷固态包层氚增殖区设计提供了数据支撑,为球床通道内流动特性的数值模拟提供了验证手段。     

高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究

为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为,基于数值计算方法,开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现,采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热特性数值模拟是合理可行的,计算值与实验值符合较好,计算模型选择正确。在分析基础工况流场与温度场的基础上,还研究了热工参数对氢气管内流动换热特性的影响,结果表明,随质量流量的增大换热效果增强,随热流密度的增大换热效果变差。研究方法与结果可为高温、高热流密度环境下气体工质流动换热特性研究、核热推进反应堆的热工设计与仿真模拟提供参考。     

高温钾热管稳态运行传热特性研究

本文采用钾金属作为热管工质,对热管的传热性能展开理论和实验研究。首先,对不同加热功率和倾角下热管传热性能影响规律进行实验研究。结果表明,热管加热功率的提升有利于传热性能的改善,加热功率升高导致蒸发加剧,蒸气密度增加,进而强化蒸气传热。倾角对传热性能有正反两方面的作用。一方面,随倾角的增加冷凝段液膜不稳定性加剧,导致传热恶化;另一方面,倾角的增加导致重力加速液体工质回流并减薄冷凝段液膜,传热增强。在二者的共同作用下,随倾角的增加,热管等效热阻逐步增加且超过某一限值后趋于平稳。其次,以热阻网络法为指导,建立了钾热管的数学物理模型,并基于模块化程序思想,开发了热管设计分析程序。通过与实验数据对比,二者整体误差在2.7%以内,验证了热管模型的合理性。本文对碱金属高温热管的设计优化提供了数据及理论支持。     

板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序开发及验证

采用Visual Fortran 6.5程序语言,基于质量、动量和能量守恒方程,以及合理的流动传热和物性关系式,开发了板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序.利用该程序计算了IAEA 10MW MTR 基准题中定义的堆芯反应性引入和堆芯失流事故.结果表明:本文计算所获得的停堆时刻功率、燃料芯块最高温度、包壳外壁面最高温度以及冷却剂出口温度与文献的计算结果吻合良好,验证了本程序模型的正确性.     

CARR热工水力与安全分析程序TSACC的开发与验证

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR). TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故工况及其他堆型的分析计算.基于程序验证的基本思想,分别利用TSACC和商用程序RELAP5/Mod3对CARR丧失厂外电源事故工况进行了计算.得到了堆芯平均通道以及最热通道内冷却剂流量、温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)等参数的瞬态响应.将TSACC计算结果与RELAP5/Mod3计算结果进行比较、分析后发现:除冷却剂发生倒流前后二者计算结果相差较大外,总体吻合较好.局部值差别较大的主要原因是两个程序在低流速区域选用的换热公式不同.程序验证结果表明了TSACC的准确性和适用性.