AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明：气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。     

断电停机过渡过程中核主泵气液两相流动特性研究

为研究断电停机过渡过程中核主泵气液两相瞬态流动特性,借助CFD技术对不同含气量下核主泵内的气液两相流动变化规律及径向力进行了研究,并对计算结果进行试验验证。结果显示,数值模拟数据与试验数据变化趋势吻合,断电停机过渡过程中,在叶轮背面附近产生旋涡,旋涡的存在使气相区域变大且相应的气体体积分数增加。随着流量的减少和转速的降低,叶轮和导叶内存在大量的气相,导致叶轮转换能量的能力减弱。含气量较小时,叶轮内气体体积分数先达到最大值后开始呈离散状回旋下降。而含气量较大时,叶轮内的气体体积分数随流量的减少而增加。含气量对流道内流体的速度影响较大,尤其是对靠近叶片进口方向的流体。随着含气量的增加,叶轮的径向力不平衡程度开始减弱,其最大不平衡径向力由正负值不等转变为以负值为主。     

气液两相流工况下核主泵的正转全特性研究

在冷却液流失事故(LOCA)事故发生期间,核主泵将处于两相混合运行状态。主要对核主泵的正转全工况不同含气率冷却介质的泵水力性能、流道内部气体体积分布情况及流体流态进行研究,并采用计算流体力学(CFD)模拟计算与气液两相流试验进行验证。研究发现:在正转逆流制动工况,核主泵的扬程曲线随含气率增加整体向下偏移,但其变化规律基本相同。在正转水泵工况和正转正流制动工况,随着流量增加,含气率对核主泵扬程特性的影响逐渐减小,且同流量下核主泵的扭矩和冷却剂介质密度成较为明显的正比关系。     

叶轮叶片厚度对混流式核主泵能量性能的影响

为了分析混流式核主泵叶轮叶片厚度对能量性能的影响和进行流体动力优化，以某公司制造的100型混流式核主泵为研究对象，选取叶轮叶片厚度作为优化设计变量，分别设计了3种不同叶片厚度的叶轮。首先对原始模型进行数值模拟及性能预测，通过与原始模型试验数据的对比分析，确定了合理的数值模拟方法和验证性能预测的可靠性。对3种不同叶片厚度的叶轮进行全流道的数值计算分析，预测分析不同叶片厚度对核主泵外特性以及内部流场分布的影响。分析结果表明:相同流量工况下，随着叶轮叶片厚度的减薄，核主泵的扬程增加，效率降低。由于空间导叶的特殊结构，叶轮叶片减薄使导叶叶片进口处出现回流现象，增加了导叶内的流动损失，且全流道内的压力整体较高。因此，适当地增加叶片厚度有助于提高具有特殊空间导叶结构的核主泵效率和保证核主泵运行的可靠性。      

气-液条件下导叶出口位置对反应堆冷却剂主泵性能的影响

为研究在气-液两相流条件下,导叶出口边安放位置对反应堆冷却剂主泵(主泵)内部流场特性的影响,采用三维建模软件Pro/E建模,网格划分软件IECM划分非结构网格,计算流体动力学(CFD)软件CFX进行数值模拟。模拟过程中采用雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型,使用多相流模型中的混合物模型对主泵在气-液两相条件下的内部流场进行数值模拟。对不同导叶出口边安放位置时泵壳和导叶内的含气率分布、液相和气相相对速度分布进行研究。结果表明,在气-液两相流条件下,不同导叶出口边安放位置对导叶和泵壳内的含气率、相对速度分布有一定的影响;不同导叶出口边安放位置时,泵壳内的气体聚集程度不一样,当导叶出口边位于泵壳中心垂直平面上时,泵内部流动效果最佳。     

核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估

为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到了较为理想的泵效率与扬程值;随着流量的增加，核主泵的轴功率也逐步增加。模拟结果有助于认识核主泵在运转状态下的内部流场变化情况，为核主泵的国产化前期探索和理论研究提供支持。     

隐性汽蚀过渡过程主泵叶轮内瞬变流动特性研究

通过CFX程序对反应堆主泵叶轮流道内发生隐性汽蚀时瞬态流动特性进行数值模拟计算,研究分析从汽蚀初生工况起降低进口压力至临界汽蚀余量过渡过程中主泵内部瞬态流动特性。流场分析表明:在隐性汽蚀过渡过程中,汽泡相的增加会影响进口处速度变化,使得靠近主泵叶片进口处的速度随汽泡相区域的增大而变大,且汽泡的产生和溃灭会影响靠近进口处速度波动幅度;靠近叶片进口处涡量值受汽泡相影响而逐渐增大,汽泡的溃灭会降低溃灭处至叶轮出口处间的涡量值;由于泵体的非对称结构,导致叶轮各流道内的流量、流速及叶轮出口压力分布出现非对称性,引起瞬态径向力的不对称性。汽蚀发展到一定程度后,汽泡相开始对叶轮瞬态径向力值产生影响使其出现无规律波动。     

屏蔽式核主泵动静转子间的压力脉动特性

为了研究屏蔽式核主泵动静转子间的压力脉动特征,应用数值模拟方法,采用分离涡模拟（DES）,对模型泵不同流量工况进行非定常计算,分析其时域特征和频域特征,得到了其压力脉动特性。结果表明：核主泵模型泵动静转子之间压力脉动的频率为叶频及其倍频,这是由于叶轮出口边的射流尾迹与导叶入口边周期性的相互切割作用引起的。压力脉动的波动幅度在蜗壳出口处最大,且沿逆时针方向逐渐减弱;在小流量下较小,随着流量增大,其波动幅度增大。动静转子间存在低压流体区域,其数量与叶轮叶片数相同,传播速度与叶轮转速相同。     

CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究

为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明：核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。     

基于CFD数值模拟的复合叶轮核主泵压力脉动特性研究

为了降低核主泵在不同工况下运行时的压力脉动,采用数值模拟对核主泵3种不同进口直径的短叶片进行对比。结果表明：短叶片进口直径的改变并未改变叶轮的主频,但随着短叶片进口直径的增加,背面高频值逐渐减小,而工作面高频值却逐渐增大。在小流量工况下不同进口直径的短叶片的压力脉动幅值均较大;在设计工况下叶片背面各监测点在低频区与高频区域的波动能量明显大于叶片工作面各监测点在低频区和高频区的波动能量;大流量工况下叶片背面附近各监测点的低频区带宽及高频区的脉动能量明显增加,叶片工作面附近各监测点的脉动幅值出现较大的增加,短叶片背面附近各监测点的脉动幅值明显高于长叶片背面的脉动幅值。分析结果表明：短叶片进口直径为0.72D₂时,压力脉动在各种工况下运行最小。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.