对称双环路倾斜条件下自然循环特性研究

通过理论分析和实验对倾斜条件下多回路传热系统自然循环特性进行研究。实验在一对称双环路自然循环回路上进行,利用海洋工况模拟实验台实现倾斜条件。理论分析与实验结果符合较好。研究结果表明,在一定热负荷下,倾斜使总循环流量低于倾斜前,而冷、热管段温差则高于倾斜前。由于上、下联箱内流体存在密度差,在倾斜条件下将产生垂直于主循环驱动力方向的附加驱动力,使流体产生沿外环流动的趋势,并最终导致支路循环的不平衡性;缩短换热器间距离、增大换热器与加热段距离可以降低倾斜导致的支路不平衡性。     

非对称条件下双环路自然循环稳定性分析

为研究非对称条件下双环路自然循环稳定性的变化,以单环路自然循环载热系统为起点,采用无量纲分析方法,将单环路自然循环的无量纲控制方程组中关于位移项进行傅里叶展开,从而得到表征单环路自然循环载热系统的雅克比（Jacobi）矩阵,并进行验证。在此基础上,构建了双环路Jacobi矩阵分析模型,基于所构建的模型,分别开展不同负荷差和阻力差下双环路自然循环稳定性分析,以及回路几何特征对稳定性边界的影响。结果表明,对于某一双环路系统而言,存在2个临界雷诺数,当左、右环路引入负荷差大于这2个临界雷诺数时,系统将会变得不稳定。增大高径比、减少管道直径、增加加热段长度和减少冷却段长度可以增加回路稳定性区域范围,且反应堆回路稳定性边界对环路高径比、加热段长度较为敏感;此外,在自然循环回路形成的允许范围内,增加环路压降可以提高系统稳定性。      

海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究现状

海洋条件下舰船反应堆的热工水力特性对于舰船航行的安全性和可靠性有十分重要的影响,各国研究者为此开展了大量的研究工作.本文基于亚洲各国公开发表的海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究的文献资料,回顾和概括这一研究领域在研究方法、研究内容和典型研究结果诸方面的现状,通过掌握已有研究成果,分析其不足之处,提出开展相关研究的建议...     

非对称条件下铅冷双环路自然循环系统抗扰动能力分析

自然循环铅冷快堆热交换器服役在高温、高压差、高密度和高腐蚀的恶劣环境下,易诱发传热管破裂和堵流事故,导致反应堆非对称热负荷或非对称阻力运行,对反应堆的安全稳定运行具有重要影响。本文以铅冷双环路自然循环系统为研究对象,采用无量纲分析方法,推导双环路系统自然循环流量理论解;分别开展不同负荷差或阻力差下自然循环系统扰动特性分析,采用拟合逼近的方法建立表征自然循环抗扰动能力的特征参数,并获得最佳抗扰动区间。研究结果表明,当系统引入一定的热负荷扰动和阻力扰动后,环路流量变化不大,此时系统抗扰动能力较强。      

运动条件下铅铋反应堆热工水力特性研究

为研究运动条件下铅铋反应堆热工水力特性,开发了运动条件铅铋反应堆瞬态分析系统程序,并完成了对设计的5 MW自然循环小型模块化铅铋反应堆的建模,分析了运动条件对反应堆自然循环热工水力特性的影响。计算结果表明,倾斜条件下,堆芯流量减小,堆芯出口温度升高,在计算最大倾斜角度下,流量减小20%,冷却剂堆芯出口温度升高20 ℃。起伏条件下,起伏幅度和起伏周期越大,对反应堆影响越大,由于系统阻力影响,流量变化较起伏加速度有小于1 s的延时。摇摆条件下,摇摆角度越大和摇摆周期越小,对反应堆影响越大,燃料包壳峰值温度较稳态值高20 ℃以内,对反应堆正常运行时安全性影响较小。     

摇摆条件下小型反应堆堆芯入口流量分配特性数值分析

为研究摇摆条件下小型反应堆强迫循环时堆芯入口处冷却剂的流量分配特性,采用数值计算的方法,使用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+建立小型反应堆模型,完成模型验证,开展摇摆条件下反应堆堆芯入口流量分配特性研究。结果表明,堆芯入口位置距摇摆轴的距离越大,摇摆幅度越大,堆芯入口冷却剂流量波动越大;长周期摇摆对流量影响较小,但随着摇摆周期减小,冷却剂流量会发生跃变。堆芯入口冷却剂分布不均匀程度随摇摆幅度的增加而增加,但对摇摆周期变化并不敏感。     

自然循环工况非对称U型管的倒流特性研究

自然循环工况蒸汽发生器部分U型管可发生倒流。为缓解倒流,本文提出一种非对称U型管的初步设计方案,采用理论分析和数值模拟的方法对自然循环工况非对称U型管的倒流特性进行研究,建立非对称U型管流量 压降关系模型进行理论分析。针对某型核动力装置建立非对称U型管计算模型与系统分析模型,利用RELAP5/MOD32程序对不同优化方案的运行特性进行数值模拟,结果表明：增大非对称U型管的下降段与上升段的高度差,发生倒流的U型管组数减少,自然循环总流量增加。在二次侧非能动余热排出工况,非对称U型管对倒流有更为明显的缓减作用。     

固态热管反应堆模拟装置热工水力特性分析

热管反应堆具有小型化、结构简单、固有安全性高等优势,有着广泛的应用前景和研究意义。本文采用CFD方法对热管反应堆模拟装置进行了稳态工况下的热工水力特性分析,并与实验结果进行对比。结果表明,热管各测点温度相对误差不超过5.5%,温差发电器热端各测点温度相对误差不超过3.1%,证明了该模型方法的可行性和正确性。本研究为热管反应堆的数值模拟提供理论指导与方法支撑。     

CPR1000压水堆本体结构热工水力特性CFD模拟研究

为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体CFD分析模型,得到反应堆内流场特性和各组件的受力等热工水力特性。计算结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析是非常必要,所建立的CPR1000整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为CPR1000压水堆安全运行提供有效的参考数据。     

三环路压水堆压力容器上腔室交混矩阵数值研究

使用STAR-CCM+软件对三环路压水堆压力容器上腔室流场进行了大规模、精细化三维数值模拟,并采用组分跟踪方法分别对157个燃料组件出口冷却剂流动进行计算,构造了一个具有3×157个元素的“上腔室交混矩阵”,用该矩阵即可定量、精确地描述冷却剂从堆芯流出后,经上腔室内交混并再分配到各热管道的复杂流动过程。研究发现堆芯流出的冷却剂在压力容器上腔室内的交混是并不充分的,径向上不同位置燃料组件流出的冷却剂会在上腔室同热管道的接口区域存在明显的对应关系,而燃料组件径向功率分布的差异必然导致热管道中冷却剂热分层现象的产生。      

压水堆核电机组一回路抽真空排气技术

压水堆核电机组一回路在调试启动期间,一回路系统充水时需要排气,与传统的排气方法相比,采用一回路抽真空排气技术不仅可以缩短试验工期,还能大大降低主泵首次启动时的风险。一回路抽真空排气技术在国内中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组调试启动中应用广泛,经过多次试验和不断改进,该技术已经成熟。本文对一回路抽真空排气技术进行了介绍。     

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23 MPa 超临界水中的腐蚀行为进行了研究.在600℃、23 MPa的超临界水中腐蚀625 h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.001 02、0.060 6、0.101 27 g/(m2·h).用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜.     

CARR严重事故下密封大厅压力计算

CARR调试期间测量了密封厂房的泄漏率,利用实测泄漏率,用MELCOR程序计算在严重事故下大厅压力和实际泄漏率,研究大厅内外压差是否超过大厅结构设计的限值,并为环境评价提供实际泄漏率数据。计算表明,大厅压差在事故进程中不超过5kPa,远小于10kPa的设计限值;从事故开始8h内,泄漏率不超过2.5%/d（体积分数）,1d内泄漏率不超过2.8%/d,经校算,泄漏到环境的放射性裂变产物、放射性剂量小于环保限值。     

富烧绿石在模拟处置条件下的浸出行为研究

研究了包容46 8%模拟锕系废物的富烧绿石在5种模拟处置介质:纯花岗岩,花岗岩+水泥,花岗岩+Fe3O4,纯膨润土,膨润土+Fe3O4中的浸出行为。并用X射线衍射仪(XRD)和带有X射线能谱仪的扫描电镜(SEM/EDS)对浸泡后的样品表面进行了分析。实验结果显示,在模拟条件下,包容46 8%模拟锕系废物的富烧绿石的质量浸出率相当低,浸泡182d后,其质量浸出率基本保持在1×10-7g·cm-2·d-1;在含有膨润土和花岗岩+水泥介质的体系中,样品表面有新的矿相生成;膨润土和水泥介质有阻滞元素浸出的作用;Fe3O4的存在促进了元素的浸出;除钛离子在样品表面贫化外,其余5种离子Ba,U,Ca,Zr,Al在浸泡过程中呈富集态或稳定态,表明模拟地质介质可以较好地阻滞富烧绿石中元素的浸出。     

压水堆核电站铁水反应机理研究

从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在B3LYP/6-311+G(d)理论模型上研究了压水堆严重事故下铁水反应的微观机理,并计算了活化能。结果表明,铁水反应是由两个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应活化能较大,是铁水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。     

池式快堆系统瞬态分析软件开发

为实现快堆系统分析软件国产化,在已开发的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR的基础上,进一步开发了系统各部件的瞬态模型、控制系统和保护系统模型、瞬态工况热工水力学的求解逻辑,完成瞬态计算功能的开发。通过对日本文殊快堆45%功率汽机跳闸工况进行建模分析,验证了SAC-CFR用于系统瞬态分析的有效性,为进一步开发非能动余热排出系统分析模型打下了基础。     

基于双群点堆模型的小型压水堆反应性扰动的动态模拟

本文采用双群点堆动力学模型耦合传热集总参数模型,分别对小型压水堆高、低功率条件下反应性扰动进行模拟,并与三维仿真模型进行比较.结果表明:本模型可较好地模拟小型压水堆反应性扰动情况下的功率、温度变化趋势及峰值,且分析时间短,能满足工程精度要求,可用于小型反应堆正常运行以及事故状态下反应性扰动的现场超时预测.     

中国实验快堆全厂断电事故多维度热工耦合计算

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的耦合方法。本工作根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于Rubin和Fluent的耦合程序框架,完成了中国实验快堆全厂断电工况的计算和验证。计算结果表明,耦合方法对全场断电事故的计算结果合理可靠,是对一维系统程序分析方法的有益补充。     

压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

In the reactor safety analysis process, it is important to obtain an accurate flow field inside the pressure vessel. Taking the small pressurized water reactor as the research object, the computational fluid dynamics (CFD) method was used to calculate and analyze the internal flow field of the reactor pressure vessel, and the fuel assembly flow distribution and the lower head mixing characteristics were obtained. The results show that the maximum flow distribution coefficient of the fuel assembly is 1.032, the minimum value is 0.934, and the overall flow distribution is characterized by “large in the middle and small in the edge” under the high-speed symmetrical inlet condition of the two pumps. The flow vortex of the lower head is enhanced, and the uneven distribution of the flow distribution of the fuel assembly is increased, under the high-speed asymmetric inlet condition of the pump. The minimum mixing factor of the coolant flow at the core inlet was calculated to be 0.022 due to the insufficient mixing characteristics of the lower head.