核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

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。     

热管冷却双模式空间堆堆芯稳态热工水力分析程序开发

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。     

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。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

液体燃料熔盐堆三维稳态分析程序开发

液体燃料熔盐堆的物理热工特性与固体燃料反应堆有很大的不同,在分析计算中必须考虑燃料流动特性的影响,一般分析固体反应堆的程序均不能直接用于分析液体燃料熔盐堆。根据熔盐堆的流动特性,建立了液体燃料熔盐堆的三维中子动力学模型和流动传热模型,开发了针对液体燃料熔盐堆的三维稳态核热耦合程序,并以此分析了稳态情况下MOSART堆的物理热工特性。结果表明,堆芯流速对快中子和热中子影响较小,对堆芯温度和缓发中子分布影响较大。     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究

采用RELAP5-HD作为堆芯耦合计算程序,以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象,建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型,在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。结果表明,使用RELAP5-HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好,获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理/热工水力反馈效应的理论分析,证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性,为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。     

基于非结构网格输运模型的核-热耦合程序的开发与验证

反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况，本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程；热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性，堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比，验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证，并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明：MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好，能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。     

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。     

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。     

Steady thermal hydraulic analysis for a molten salt reactor

The Molten Salt Reactor (MSR) can meet the demand of transmutation and breeding. In this study, theoretical calculation of steady thermal hydraulic characteristics of a graphite-moderated channel type MSR is conducted. The DRAGON code is adopted to calculate the axial and radial power factor firstly. The flow and heat transfer model in the fuel salt and graphite are developed on basis of the fundamental mass, momentum and energy equations. The results show the detailed flow distribution in the core, and the temperature profiles of the fuel salt, inner and outer wall in the nine typical elements along the axial flow direction are also obtained.     

核热推进系统热工过程及堆芯关键技术分析

核热推进是利用核反应堆产生的裂变能将氢气加热到高温高压状态,然后从喷管高速喷出产生巨大推力的新型推进方式,具有大推力、高比冲等特点,被认为是未来最有希望实现载人深空探测的技术之一。历史上有固体堆芯、液体堆芯以及气体堆芯等主要设计,其中固体堆芯技术最为成熟。总体来说,核热推进系统中反应堆尺寸较小、堆芯功率密度大、温度较高,因此需要有良好的热工水力设计来保证堆内的热量安全导出。本文通过对美国的NERVA、PBR和MITEE、CERMET堆芯以及苏联的RD-0410核热火箭发动机系统进行简单介绍,归纳总结了主要热工过程,并对这些过程中所涉及到的堆芯关键技术问题进行了分析,为今后我国空间核热推进系统的研究和设计提供一定的借鉴。     

摇摆条件下热工水力程序的研制与验证

在RELAP5/MOD3.3程序的基础上,通过添加计算摇摆因素的模块和引入新的流动传热模型以对原程序进行修正,从而建立了摇摆条件下的热工水力分析程序。利用实验结果对理论模型和程序计算结果进行了校核和验证。结果表明：本文采用的流动传热模型可准确计算出摇摆条件下的摩擦阻力系数和传热系数,建立的热工水力分析程序也可对摇摆条件下的热工水力系统进行模拟。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

Thermal hydraulic calculation of the HTR-10 for the initial and equilibrium core

The thermal hydraulic calculations of the 10 MW high temperature gas-cooled-test module (HTR-10) are among the most important indications to judge the reactor performance under design conditions. The power distribution, the temperature distribution and the flow distribution of the HTR-10 are calculated for initial and equilibrium core in this paper. The temperature distribution includes the temperature parameters of fuel elements, the helium coolant and the main components in the reactor. In the temperature calculation of fuel elements, several uncertain factors are considered carefully, including non-uniform burnup, power distribution deviation, manufacture deviation of fuel elements, graphite balls mixed with fuel balls in the core, calculation deviation of heat transfer and so on. In the flow distribution calculation, the conservative pebble bed core flow value is selected. The results show that the maximum fuel temperature is much lower than the limitation and the flow distribution can meet the cooling requirement in the reactor core.     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

Heat Transfer Performance of High Temperature and High Velocity Hydrogen Flow inside Circle Tube

In order to investigate the thermo-hydraulic characteristics of working fluids in the coolant channel of nuclear thermal propulsion reactors, the flow and heat transfer performance of high temperature and high velocity hydrogen in the circle tube was studied by the numerical calculation method. Comparing with the experimental data, it is found that the pressure-based coupled algorithm, SST k-ω turbulence model and hydrogen property model are reasonable and feasible to simulate the flow and heat transfer performance of hydrogen at high temperature and high velocity. The calculated values agree well with the experimental data, and the numerical simulation model is correct. Based on the analysis of flow and temperature field of the base case, the effects of thermal parameters on the flow and heat transfer performance of hydrogen were also studied. The increasing inlet mass flow rate enhances heat transfer performance and the increasing heat flux weakens it. The methods and results can provide some references and guidance for the study of the flow and heat transfer performance of gaseous fluid under high temperature and high heat flux, and thermal design and simulation of nuclear thermal propulsion reactor.     

Development and steady state level experimental validation of TASS/SMR core heat transfer model for the integral reactor SMART

An advanced integral pressurized water reactor (PWR) of a small size (330 MWt) is being developed by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). The purposes of the reactor are a sea water desalination and an electricity generation. To enhance its safety, many advanced design concepts are introduced such as a passive residual removal system and a low power density core. For the safety validation of the designed reactor, a system analysis code named TASS/SMR, was developed. TASS/SMR code uses a one dimensional node/path modeling for the thermal hydraulic calculation and point kinetics for the core power calculation. The code also has specific models for the developed integral reactor, such as a helical tube heat transfer model and a passive residual heat transfer model. One of the important models for the safety or performance calculation is the core heat transfer model. The core heat transfer model of TASS/SMR was developed to meet the requirements of the 10 CFR 50 appendix K EM model as well as the realistic models. The developed model was validated with experimental data. The results show that the model predicts the heat transfer phenomena in the reactor core with a reasonable conservatism.