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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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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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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。 相似文献
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核热推进系统热工过程及堆芯关键技术分析 总被引:2,自引:0,他引:2
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。 相似文献
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随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管道模型,基于Fortran语言开发了瞬态系统热工安全分析程序。基于斯特林实验数据,验证了斯特林数学模型的准确性,最大相对误差为17.3%。进而建立空间锂冷电源系统模型,并通过稳态计算值与设计值对比,校核了系统程序模型的合理性,最大相对误差为13.3%。对系统典型事故工况进行瞬态分析,结果表明,由于堆芯整体负反应性反馈,燃料芯块峰值温度在安全限值范围内,系统具有一定安全特性。本文为百千瓦级空间堆热工安全分析提供理论支撑。 相似文献
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铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方向,同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题。针对热工水力关键问题的5个方面,即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析,对国内外研究现状展开了分析,总结了当前研究成果,并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈。本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导。 相似文献
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西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。 相似文献
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钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。 相似文献
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Space power is one of the core technologies for space exploration. Space nuclear reactor power is characterized by high energy density, wide power coverage and small dependence on space environment, which is a promising choice for future space power. In this paper, the existing space power systems in view of mission targets and system specific mass were compared, potential application of space nuclear reactor power in future space activities was presented. Based on the investigation of the future civil and military space missions, the power requirement of space nuclear reactor power was summarized. According to different powers, the various technology schemes for space nuclear reactor power in the open literatures were compared, and the relatively optimized technical roadmaps for different power levels were given. This study can provide guidance for the space nuclear reactor power system design. 相似文献
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空间电源技术是开展空间探测的核心技术之一,空间核反应堆电源具有能量密度大、功率覆盖范围广、受太空环境影响小等特点,是未来空间电源的理想选择。本文从空间任务适用对象、系统比质量两方面对现有空间电源进行对比,阐述了空间核反应堆电源在未来空间活动的可能应用场合。基于对未来民用与军用空间任务的调研,归纳了空间核反应堆电源的功率需求。针对不同功率量级,对比分析了公开发表的不同空间核反应堆电源技术方案,给出了不同功率量级相对优化的技术路线选择。本研究可为空间核反应堆电源研究设计提供参考。 相似文献
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在反应堆设计计算中,堆芯热工水力和堆芯物理的耦合十分重要。本文以秦山二期核电站反应堆堆芯作为研究对象,使用栅元计算程序CASMO4E对各类型的组件进行均匀化参数的计算;完成热工物理耦合反馈变量的敏感性分析;采用两种方法生成耦合需要的截面库,并对其进行误差分析。 相似文献