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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。 相似文献
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《核技术》2017,(2)
球床型氟盐冷却高温堆(Pebble-bed Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor,PB-FHR)是下一代核反应堆堆型之一,它融合了高温气冷堆的石墨基质包覆颗粒燃料球技术和熔盐堆的高温熔盐冷却剂技术。堆芯热工水力模拟计算(如在线换料模拟)常需要首先得到不同孔隙率的随机燃料球堆积。为此提出了一种可以高效地在圆柱形容器内部随机生成单一粒径且不同密实度的颗粒堆积的算法。算法分为两个阶段:首先类似传统颗粒自由下落方法来生成柔性颗粒的初始堆积(取颗粒杨氏模量远小于实际值);其次令初始堆积恢复刚性,通过限定时间步的大小和引入能量耗散机制使得堆积缓慢而自由地膨胀,从而逐渐消除初始堆积中的颗粒间重合。模拟结果表明,膨胀算法在计算效率上有较大优势,并且可以覆盖从松散到密实的堆积范围。通过控制自由下落阶段的杨氏模量、摩擦系数、缓慢膨胀阶段的摩擦系数这三个变量来控制堆积的孔隙率和计算效率。 相似文献
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氟盐冷却高温堆(FHR)采用氟盐冷却球形燃料元件,其中子物理计算面临双重不均匀性问题:燃料球在堆芯内的随机排布和包覆燃料颗粒在燃料球中的随机排布。此问题是该堆型设计中面临的主要挑战之一。本文基于MCNP程序和固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)模型完成了不同燃料球床与燃料球描述对关键中子学参数(如keff、堆芯能谱、控制棒价值和温度系数等)的影响分析。燃料球床描述使用随机序列添加(RSA)方法建立了随机球床模型与体心立方(BCC)结构的等效规则模型。包覆燃料颗粒描述则基于简立方(SC)等效模型利用MCNP程序中的URAN卡实现随机扰动。结果表明,包覆燃料颗粒随机分布的影响远小于燃料球随机分布的影响;尽管具有相同的总堆积密度,等效规则模型相比于随机球床模型会增加堆芯中子的泄漏,低估冷态满装载反应性约0.5%,高估控制棒价值约5%。 相似文献
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固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF)是第四代核反应堆堆型之一,它融合了高温气冷堆的石墨基质包覆颗粒燃料球技术和熔盐堆的高温熔盐冷却剂技术。堆芯的物理设计和几何设计依赖于燃料球在堆芯中的堆积因子,为研究球床堆堆芯模型内燃料球的堆积三维结构,本文提出基于折射率匹配的方法对球床进行三维重构的方案,并通过初步的模拟实验对程序进行验证,旨在探索该方法在球床三维重构中的可行性。针对三维重构中的一系列关键问题进行阐释,并提出相应的解决方案;同时给出了三维重构方案的完整流程,并计算出了衡量三维重构精确度的度量值:直径重叠量。最后,搭建了一个小型规则排布的球床实验装置,通过折射率匹配技术开展球床可视化实验以探索该方案在球床三维重构中的精确度,并说明该方法的可行性。试验结果表明,颗粒间平均重叠量为1.43 mm,重构精度有待提高,重构方法有待改进。 相似文献
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为分析球床型氟盐冷却高温堆(PB-FHR)堆芯的关键中子学参数,建立了显式随机模型,基于随机填充方法计算了燃料球石墨基质内所有三层各向同性包覆颗粒(TRISO)颗粒的空间坐标,并采用离散元方法计算出堆芯活性区内全部燃料球的空间坐标。最后采用蒙特卡罗程序开展中子输运计算,分析燃料颗粒随机分布对堆芯中子学参数的影响。研究结果表明,TRISO颗粒的随机分布对栅元增殖系数、栅元群截面、活性区燃料球功率的影响较小,本文研究可为简化PB-FHR设计提供理论依据。 相似文献
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氟盐冷却高温球床堆(PB-FHR)中燃料球的装卸依靠浮力完成。球床结构受堆芯几何、装卸料速度、熔盐密度、熔盐流动等诸多因素的影响,其不确定性是反应堆物理设计和安全分析中重点考虑的内容。参考装卸料实验台架(PRED)的实验结果,采用蒙特卡罗程序(MCNP)完成了固态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-SF1)球床堆积密度、球床底部形状、冷却剂泄漏导致的液位下降等因素对中子物理关键参数的影响分析。结果表明,堆积密度的增加(50%~64%)导致燃料球装载量的增加、有效增殖因数的增加、温度系数的增加和控制棒价值的减小;相对于平坦型球床底部结构,外锥型结构会随着锥角的增加导致反应性先增加后减小,内锥型和斜面型结构则会引入负反应性;冷却剂泄漏事故引起的堆芯冷却剂液位大幅降低会导致堆积密实并引入负反应性。 相似文献
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更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。 相似文献
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球床式氟盐冷却高温堆(Pebble Bed Fluoride-salt Cooled High Temperature Reactor,PB-FHR)是一种先进的第四代反应堆。三维堆芯热工水力程序能够模拟具有复杂空间效应的工况,但计算耗时较高。图形处理器(Graphics Processing Unit,GPU)具有大量计算单元,可有效提高程序的计算速度。本文研发了GPU加速的PB-FHR堆芯热工水力程序(GPU-accelerated Thermal Hydraulic Code,GATH),采用非热平衡多孔介质模型建立堆芯物理模型,研究并实现了GPU高速求解算法。对PB-FHR的堆芯模型进行了热工水力分析,与商用计算流体力学软件ANSYS CFX的计算结果进行了对比,验证了程序的正确性。GPU加速性能分析的结果表明,程序整体的加速比率可达8.39倍,证明所研发的GPU求解算法能有效提升堆芯热工水力分析的计算效率。 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):34-39
为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。 相似文献
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基于计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用计算程序Fluent,研究了模块化熔盐冷却球床堆(Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor,PB-AHTR)中心热通道稳态热工水力行为。利用已开发的多孔介质流固两相局域非热平衡模型计算了球床堆中的压降、冷却剂的温场分布以及固相球床的温场分布,计算并比较了不同的多孔介质阻力因子(Ergun与KTA)对通道内的冷却剂流动以及温场分布的影响,并对丧失部分冷却剂情况下通道内的冷却剂及燃料温度进行了计算分析。结果表明使用不同的阻力因子对堆芯压降计算结果和流场的分布影响较大;而冷却剂温场及固相球床温场和球心的温度分布在不同的阻力因子下的差别较小,在PB-AHTR的设计参数下堆芯产生的热量能够被有效的输出,设计具有较大的安全裕度。计算结果对于球床堆的优化设计提供了一定的参考价值。 相似文献
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为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。 相似文献