新型热管反应堆堆芯热工安全分析

针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。     

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。     

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。     

卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究

为开展卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究,本研究建立液态铅铋氧化腐蚀模型,并基于计算流体动力学方法,运用输运方程源项自定义方法实现耦合计算。研究表明,基准工况下堆芯燃料棒表面氧化层最厚位于出口位置处,中心位置燃料棒表面氧化层厚度显著高于靠近燃料组件盒燃料棒表面氧化层。10000 h后中心位置燃料棒表面仍保持双层氧化层结构,双层氧化层平均总厚度为1.32μm。本研究提出了铅铋堆芯氧化腐蚀特性数值模拟研究方法,能够用于铅铋堆芯氧化腐蚀的预测。     

车载运动条件下铅铋堆LESMOR热工安全特性分析

本文基于车载运动条件下非惯性系动量方程推导,建立运动条件附加力模型,并运用铅铋快堆瞬态热工水力分析程序LETHAC展开车载铅铋快堆LESMOR系统运动条件热工安全特性分析。研究表明,坡道行驶、垂直振动、俯仰振动及垂直耦合俯仰振动运动条件下,系统自然循环流量显著下降,但不超过30%;包壳和燃料温度上升,但不超过4℃,最高分别达411.3、442.4℃,远低于瞬态运行安全限值。LESMOR系统在汽车正常行驶和可能出现的极限行驶范围内都能保持稳定安全运行。本文提供车载运动条件下反应堆系统热工安全特性分析方法,具有一定的参考意义。     

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.     

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.     

空间热离子反应堆在轨保温策略及分析

复杂的宇宙热环境对于空间反应堆安全入轨是巨大的挑战,设计不当将导致液态金属工质冷凝,阻碍反应堆安全启动。本文基于空间热离子反应堆系统瞬态分析程序TASTIN,开发了辐射器热流传输模型(TASTIN-RAD)以及遮热罩辐射传热模型(TASTIN-SHIELD),对空间热离子反应堆系统在非自旋及自旋飞行状态下,开式及闭式遮热罩方案进行了设计分析。结果表明,在无额外热源投入下,在首个飞行周期内,自旋状态优于非自旋状态,在随后飞行周期内非自旋状态优于自旋状态,反应堆非自旋在轨飞行24 h后流体温度接近凝固点(260 K),需采取额外保温措施。采用开式遮热罩,太阳热流对流体加热效果显著,飞行24 h后流体最低温度295 K,可保证流体不凝固。采用闭式遮热罩,遮热罩顶端具有特殊吸发比,可加热系统回路,在经历两个周期的绕轨飞行后,回路流体最低温度升高至301.5 K。两种保温方案均有效保障了系统长时间运行,具有较高安全裕度。本文计算结果为空间热离子反应堆在轨保温方案设计提供了基础。