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.     

一种稳定性增强及高精度数值方法在RELAP5中的实现与评价

在计算稳定性的改进方面,修正RELAP5程序中的虚拟质量力(Virtual mass force)形式,同时添加了新的界面压力项(Interface pressure);在计算精度的改进方面,采用具有总变差减小(Total variation diminish,TVD)特点的高精度通量限制器(Flux limiter)方法取代RELAP5程序原本的一阶迎风方法来离散质量和能量守恒方程中的对流项。在模拟水平管道内空泡份额微扰随时间发展的数值实验中,相比改进前的RELAP5,改进后的RELAP5计算得到的微扰幅度并未增长;在模拟液相沉降的数值实验中,改进前的RELAP5程序计算得到了不真实的空泡份额分布,而改进后的RELAP5在不同的网格数量下能够得到收敛的稳定解。对Ransom水龙头数值实验和Marviken CFT 15大破口喷放实验的计算表明,改进后的具有二阶TVD格式的RELAP5程序能够得到更接近实验数据的计算结果。     

T型管内泡状流相分离特性研究

以第三代核电技术AP1000中第4级自动降压系统管线(ADS-4)与一回路主管道所形成的T型管为研究对象,使用计算流体力学(CFD)软件,模拟在水平主管内为泡状流时气-液两相流经支管时的分离情况,得到其支/主管分离比、相分布图、压力图和速度场图,并研究进口体积分数及气泡尺寸对相分离效应的影响。结果表明:泡状流在T型结构处的相分离现象显著,分离比随进口体积分数的增加而降低,对于特定管道尺寸存在一个使相分离效果最显著的气泡尺寸。     

双冷嬗变包层第一壁热工水力特性数值模拟研究

利用CFX程序对聚变驱动次临界堆嬗变包层第一壁在水冷条件下的热工水力特性进行数值模拟和分析。计算选用PWR典型工况下的水,取嬗变包层第一壁的局部模型,考虑了流固热耦合,重点计算分析了在不同壁面热流密度和冷却剂流速条件下冷却剂温度、压降及结构材料最高温度的分布。计算结果显示,当水的入口流速为1～5m/s时,结构材料的最高温度较使用典型工况下的氦气作冷却剂时低16～91K,同时结构材料最大温差降低了12.2%～49.5%。结果表明：水可较好地满足稳态工况下第一壁的换热要求。     

AP1000冷管段小破口失水事故分析

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。     

钠热管中气液交界质量调节系数的分子动力学研究

钠热管是热管堆内的关键热量传输部件,深入理解内部工质的蒸发与冷凝换热机理对于钠热管的设计优化具有重要意义。本研究用分子动力学软件LAMMPS,结合钠热管的启动和运行工况,模拟了600、700、800、900 K下液态钠薄膜的平衡态蒸发,求解了质量调节系数（MAC）。并在模拟中引入了氩气作为非凝结性气体,研究了非凝结性气体对MAC的影响。研究结果表明,4组工况下的MAC分别为0.388 6、0.211 9、0.261 5、0.241 6;非凝结性气体存在时,MAC分别为0.282 9、0.254 3、0.129 5、0.107 2。本研究为钠热管的数值模拟提供了参考借鉴和理论支撑。     

百千瓦级空间锂冷快堆系统热工安全特性研究

随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管道模型,基于Fortran语言开发了瞬态系统热工安全分析程序。基于斯特林实验数据,验证了斯特林数学模型的准确性,最大相对误差为17.3%。进而建立空间锂冷电源系统模型,并通过稳态计算值与设计值对比,校核了系统程序模型的合理性,最大相对误差为13.3%。对系统典型事故工况进行瞬态分析,结果表明,由于堆芯整体负反应性反馈,燃料芯块峰值温度在安全限值范围内,系统具有一定安全特性。本文为百千瓦级空间堆热工安全分析提供理论支撑。