基于TPTF的高压水平分层流实验数据对Relap5/Mod3.2的改进

基于Relap5/Mod3.2程序计算结果与日本的两相流试验装置(TPTF)实验数据进行比较,显示出Relap5程序在计算水平管道分层流的空泡份额分布方面,与实验数据有一定偏差.分析认为,Relap5程序在水平分层流的过渡区域及过渡区域相间曳力公式的设置上存在问题,导致程序错误地将部分水平分层流工况预测为其他流型.在修改过渡流型判定准则及过渡流型平均公式后,新的计算结果表明:采用本文修改后的计算结果能更好地与实验结果相符合.     

间接氦气透平循环高温堆紧急停堆动态仿真

通过对10 MW高温气冷堆氦气透平发电装置(HTR-10GT)的堆芯、热交换器和透平压气机组等主要设备的数学建模和程序编制,初步建立起了一套模拟该装置瞬态特性的仿真程序.通过对该装置于5s时刻堆内引入0.1$阶跃正反应性引发的紧急停堆事故的瞬态模拟,初步验证了该装置紧急停堆预案设置的安全性和合理性,证明了旁路快开阀的设...     

压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势

比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围，着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用，阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。     

200MW低温供热堆非对称运行数值研究

采用三维的计算流体力学（CFD）程序PHOENICS－3．3模拟了非对称运行条件下200MW低温供热堆内的流场及温度场,堆芯及主换热器使用多孔介质方法加以简化,结果发现,偏环运行时工质在上下腔室完全混合,不会产生偏心现象,模拟的两种运行方式差别不大,故采用两种运行方式都行。     

管壳式换热器流场三维数值模拟

采用多孔介质方法 ,在PHOENICS 3 3程序的基础上建立了换热器的三维流动计算模型。引入体积穿透率、表面穿透率、分布阻力等来描述换热器内的管束。模型通过计算Halle等[1] 的实验工况来进行验证 ,并尝试用于计算 2 0 0MW低温供热堆主换热器内的流场     

自然循环单相流动不稳定性理论分析

从理论上研究了单相自然循环流动的不稳定性，通过将自然循环回路中流体的动量方程，能量方程无量纲化，导出影响自然循环流动的无量纲数。将流体温度和流量分解为稳态及扰动部分，代入动量、能量方程以得出扰动方程，求解扰动方程以找出稳定区及不稳定区的边界线和临界点。本文还研究了自然循环回路中冷、热源中心点间高度差的变化对稳定性的影响。     

K-FIX程序开发及其在自然对流中的应用

在洛斯－阿拉莫斯科学实验室开发的多维两流体瞬态流动计算程序Ｋ－ＦＩＸ基础上,补充边界传热条件及单相传热、粘性力等项,使之可以用于计算自然对流工况。用扩展后的Ｋ－ＦＩＸ程序计算自然对流状态下的流场和温度场,与ＣＯＭＭＩＸ－１Ａ程序的计算结果符合良好。     

RELAP5程序预测第一类密度波不稳定边界的能力验证

为估算低温核供热堆的第一类密度波不稳定（Type-I DWO）边界,以确定其微沸腾运行模式的参数区间,本文建立了低温核供热堆NHR200相似性实验回路HRTL200的RELAP5数值模型。通过对比模拟结果与实验结果,评价了RELAP5/MOD3.2程序模拟Type-I DWO的一般特性以及预测不稳定边界的能力,分析了进、出口阻力系数、相间摩擦对模拟结果的影响。结果表明,RELAP5程序模拟Type-I DWO 的一般特性与实验符合较好;运行压力不高于25 bar（1 bar=105 Pa)时,程序计算的不稳定边界的过冷度边界值与实验值偏差在3 K以内;运行压力大于30 bar时,采用准确的相间摩擦关系式可以改善预测结果。因此,选取与回路相匹配的相间摩擦关系式后,RELAP5程序可以用于模拟和预测Type-I DWO。      

乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性数值分析

利用三维流场计算程序PHOENICS 3 2研究了水平布置干式乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性 ,将计算结果与文献的实验数据及计算结果进行了对比分析 ,符合较好。采用同样的布置方式及 2 0 0MW低温供热堆燃料组件的结构及余热功率参数 ,分别采用氮气及水作为工质进行了计算 ,以研究乏燃料贮存罐应用于低温供热堆的可能性。从计算结果中还发现水作为工质的换热效率比氮气高     

非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性研究

将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模,对主冷却剂泵卡转子事故和冷管段小破口失水事故进行瞬态计算和分析研究。计算结果显示,该非能动安全系统能够满足选取的3种反应堆事故的安全要求,验证非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性。非能动余热排出系统热交换器的面积增大后,能有效地导出包层衰变热;增大堆芯补水箱的容积对增大反应堆安全裕度有明显效果。