自然循环工况下离心泵阻力特性的实验研究与数值模拟

停转后泵的阻力特性对自然循环流量影响明显。为研究低流量自然循环工况下离心泵的阻力特性,设计了实验台架,对离心泵的正向压降、反向压降和损失系数进行了测量,实验雷诺数为2.0×10~4～1.5×10~5。实验表明:相同雷诺数下,反向压降明显高于正向压降;雷诺数大于8×10~4时,损失系数基本保持不变,而低雷诺数下损失系数随雷诺数的降低有增大的趋势;基于实验得到了损失系数的经验关系式。采用CFD方法对离心泵的内部流场进行了模拟,计算表明:CFD方法能较好地预测损失系数,RNG k-ε模型与实验值的相对误差不超过10%;离心泵的压力损失主要集中在叶轮、导叶等结构的交界区域;正向与反向流动的流场分布存在显著区别;低雷诺数下局部流动更加不稳定。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

废放射源近地表处置活度限值推导

以我国低中放固体废物北龙处置场和西北处置场为参考场址,针对钻探景象和钻探后景象,考虑了几个重要放射性核素,推导了废放射源在两个场址中处置的活度限值。除¹³⁷Cs的关键景象为钻探景象外,其他所选核素的关键景象均为钻探后景象。且单个废物包中的废放射源活度限值不受处置场的限制,推荐了适合于近地表处置的单个废物包内废放射源的接收限值,⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、²³⁸Pu、^63Ni、²⁴¹Am、²²⁶Ra和²³⁹Pu分别为2.0×10¹⁰、6.0×10⁹、1.0×10⁶、1.0×10¹¹、1.0×10⁷、1.0×10⁶和8.0×10⁶Bq。     

实验室尺度三维含水层核素迁移模型试验

为了准确模拟和预测核素在含水层中的分布、累积情况，借助物理模型试验与核素迁移模式客观反映其迁移、转化规律是不可或缺的手段。以山西第四系粉质壤土潜水层地下水为研究对象，建立实验室尺度下的核素迁移三维模型试验，示踪核素⁹⁰Sr以点源形式布设在断面中心位置，通水量为375 mL/d。结果表明，260 d后中心点处⁹⁰Sr浓度峰值沿轴向迁移了3.9 cm，峰值活度浓度为1.04×10⁴ Bq/cm³；随着与轴线距离的增加，径向上、下对称6个区域的峰值浓度逐渐减小，上半部活度浓度为1.02×10³～8.03×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为2.7～3.6 cm，下半部活度浓度为1.86×10³～9.80×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为3.3～3.6 cm。结合试验体中⁹⁰Sr的浓度分布，建立Hydrus-3D核素迁移三维数值模型，拟合得到了⁹⁰Sr在粉质壤土中的吸附分配系数为79.0 mL/g，纵向弥散度为0.7 cm，横向弥散度为0.8 cm。     

实验室尺度三维含水层核素迁移模型试验

为了准确模拟和预测核素在含水层中的分布、累积情况，借助物理模型试验与核素迁移模式客观反映其迁移、转化规律是不可或缺的手段。以山西第四系粉质壤土潜水层地下水为研究对象，建立实验室尺度下的核素迁移三维模型试验，示踪核素⁹⁰Sr以点源形式布设在断面中心位置，通水量为375 mL/d。结果表明，260 d后中心点处⁹⁰Sr浓度峰值沿轴向迁移了3.9 cm，峰值活度浓度为1.04×10⁴ Bq/cm³；随着与轴线距离的增加，径向上、下对称6个区域的峰值浓度逐渐减小，上半部活度浓度为1.02×10³～8.03×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为2.7～3.6 cm，下半部活度浓度为1.86×10³～9.80×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为3.3～3.6 cm。结合试验体中⁹⁰Sr的浓度分布，建立Hydrus-3D核素迁移三维数值模型，拟合得到了⁹⁰Sr在粉质壤土中的吸附分配系数为79.0 mL/g，纵向弥散度为0.7 cm，横向弥散度为0.8 cm。     

方形封闭旁支管流致声共振实验研究

流致声共振是发生在特定结构中的流场与声场相互作用的现象。针对方形封闭旁支管结构的声共振特征开展实验,研究了主管道流速和旁支管长度对封闭旁支管声共振现象的影响,获得了声共振发生区域和压力脉动特征。实验研究的3种旁支管长度分别为L/d=5、6和7,实验的雷诺数Re=2.74×10⁴~2.429×10⁵,马赫数Ma=0.025~0.218。研究结果表明,声共振频率随流速的增加表现出频率锁定特征,随旁支管长度的增大,共振工况声压幅值降低,声共振频率降低。在本实验结构中,声共振现象发生在斯特鲁哈数为0.3~0.6和0.7~1.0的区域内。     

涡腔倒角结构对涡流二极管性能影响的数值模拟

为了探讨涡流二极管涡腔倒角对其流动性能的影响规律,利用计算流体力学方法(Computational Fluid Dynamics,CFD)对4种具有不同高度涡腔倒角的涡流二极管进行了正反向流动的数值模拟,正向流动采用标准k-ε湍流模型,反向流动采用RNG(Renormalization Group)k-ε湍流模型。结果表明,相较于标准结构,其余三种高度的涡腔倒角在较高雷诺数下都可以降低正向流动阻力,但同时也会降低反向流动阻力。其中,高度为3/4涡腔高度的倒角结构,可以最大程度地降低正向流动阻力,同时对反向流动阻力的影响最小,对涡流二极管性能的提高效果最为显著。数值模拟所得结论可为涡流二极管的优化设计提供参考依据。     

多孔介质通道内单相流阻力特性数值研究

采用Brinkman-Darcy-Forchheimer模型对各向同性、饱和均匀多孔介质通道内单相流体的绝热流动阻力进行了数值模拟.结果表明:在多孔介质中,对于单相流体压降,现有模型可以较好地进行预测.其中损失系数Kloss对流动阻力影响很大;高雷诺数(Pe)下需考虑Re对Kloss的影响;随着无量纲直径D的增大,流动阻力减小.     

用于n/γ混合场测量的涂硼电离室研制

研制了一种能同时测量混合场中γ和中子注量率的涂硼电离室,并实验测试了其性能。涂硼电离室由两个大小和结构一致的腔室组成：1个仅对γ灵敏,另1个对γ与中子均灵敏。用强度为2.7×10⁷ s^-1 的Am-Be源测得电离室的中子灵敏度达9.2×10^-16 A/(cm^-2•s^-1),在剂量率为5.24 μGy/h的¹³⁷Cs γ场中,电离室的γ灵敏度达7.36×10^-16 A/(MeV•cm^-2•s^-1)。涂硼电离室I-V曲线坪长为600 V,坪斜小于4%/100 V,在工作电压为-400 V时,其γ补偿修正系数<5%,可用于核设施周围的混合场监测。     

30%TBP-煤油-HNO3体系的α辐解行为Ⅰ.溶剂辐解生成DBP/MBP的规律

用气相色谱法研究了²³⁸Pu为α源的30%TBP-煤油-HNO₃体系的辐解产物DBP和MBP的生成情况,研究了反萃剂、反萃条件和钚等因素对DBP/MBP分析的影响,考察了辐照累积剂量、剂量率和稀释剂等因素对DBP和MBP生成量的影响。结果表明：DBP和MBP生成量随吸收剂量、剂量率的增加而增大;在剂量率73.7Gy/min、累积剂量5×10⁵Gy时,DBP浓度达到7.09×10^-2mol/L,MBP浓度达到9.84×10^-3mol/L;在吸收剂量5×10⁵Gy时,加氢煤油、正十二烷和特种煤油中的DBP生成量分别为4.45×10^-2、4.44×10^-2 、4.35×10^-2mol/L,MBP生成量为3.52×10^-3、3.50×10^-3、3.52×10^-3mol/L,在吸收剂量5×10⁵Gy时,三种稀释剂的DBP和MBP的生成量近似相等;在吸收剂量5×10⁴Gy时,α辐照的DBP和MBP的生成量分别为5.57×10^-2mol/L和5.10×10^-3mol/L,对应的γ辐照的为2.50 ×10^-3mol/L和3.14×10^-4mol/L,α辐照产生的DBP和MBP的生成量明显大于γ辐照的。     

基于激光多普勒测量的6×6棒束间湍流流动研究

采用3D激光多普勒测速装置研究了6×6棒束间的流场分布。实验选择了5种工况进行研究,雷诺数范围为6.6×103~7.03×104。其中6×6棒束试验段几何结构模拟相邻组件的布置方式。实验设置两种测量模式,第1种模式选择从试验段侧边测量,获得了距定位格架不同位置处的轴向速度和湍流强度的分布;第2种测量模式选择从试验段出口端面进行测量,获得了出口截面子通道间的三维速度和雷诺应力分布。通过对比不同雷诺数下的实验结果,分析了雷诺数对此次6×6棒束实验的影响。比较发现在雷诺数为6.6×103的情况下,存在低雷诺数效应。     

5×5棒束通道内压降特性实验与数值研究

分别以实验与数值模拟对5×5棒束通道压降特性进行了研究。在5×5棒束通道实验本体上开展了压降实验研究,雷诺数范围为2000～14000。获得了棒束通道内压降随雷诺数的变化关系,并在实验工况范围内拟合了摩擦阻力系数计算经验关系式,关系式对摩擦阻力系数的预测偏差在5%以内。在实验研究基础上,开展了棒束通道内压降数值研究。对于雷诺数低于2000的工况选取层流模型,雷诺数高于2000的工况选取标准k-ε模型、Realized k-ε模型、RNG k-ε模型与LPS-RSM等湍流模型,开展了棒束通道内流场数值模拟,并拟合了层流工况下高精度摩擦阻力系数计算关系式。数值模拟结果表明,雷诺数较高时,标准k-ε模型、Realizedk-ε模型、RNG k-ε模型与LPS-RSM等湍流模型均能较好地预测摩擦阻力特性。     

圆形封闭旁支管流致声共振实验研究

旁支管流致声共振是由特定结构下流场和声场相互作用的结果。本文针对圆形封闭旁支管结构的声共振特征展开实验,研究了旁支管高度和主管道流速对旁支管声共振现象的影响,获得了压力脉动特征和声共振发生区域。实验研究的5种旁支管高度（H/d）为6、8、10、12和14,实验雷诺数Re=3.24×10⁴～2.89×10⁵,马赫数Ma=0.029～0.26。研究结果表明：随着流速的增加,声共振频率会出现频率锁定现象;随着旁支管高度的增加,同阶声模态对应的主控频率降低,共振工况声压幅值降低,声模态转变点对应的流速减小,实验流速范围内声模态数增加。在本实验结构中,声共振主要发生在斯特鲁哈尔数St=0.2～0.55区域内。     

蒸汽发生器U型管倒流现象的数值模拟和实验研究

针对蒸汽发生器U型管倒流现象展开实验研究。基于实验数据,采用CFD方法对倒流进行模拟。结果表明:蒸汽发生器发生倒流后,进口腔室出现显著的温度分层,倒流现象降低了蒸汽发生器U型管的换热能力;发生倒流后,进出口腔室压降绝对值减小,正流管流速增大,流动阻力增大,倒流降低了系统的自然循环能力。     

加减速流条件下棒束通道阻力特性研究

压水反应堆的启动、停堆、事故等多种工况会使反应堆堆芯内部冷却剂产生加减速流,影响反应堆的热工水力特性。在雷诺数（Re）700相似文献   

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。     

控制棒导向管外流道旁流特性实验研究

冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导向管外侧流道阻力特性实验研究,在不同流量工况下获得了分段压差,并进一步拟合了雷诺数与阻力系数的关系式。实验结果表明,导向管外侧流道压力损失主要集中在堆芯下栅格板处,当反应堆额定工况运行时,单组导向管外侧流量仅为0.196 m³/h。     

Preparation of High Specific Activity Strontium-89 Solution in High Flux Engineering Test Reactor

⁸⁹SrCl₂ is an important radioactive drug for the bone metastasis. It is included in the new pharmacopoeia in 2015 and has a promising future in the market. Depending on the high flux engineering test reactor(HFETR), the process of preparation of high specific activity⁸⁹SrCl₂ solution by nuclear reaction ⁸⁸Sr(n, γ)⁸⁹Sr was studied. High purity enriched⁸⁸SrCO₃ was used as target material and irradiated for 56 days under the condition of thermal neutron fluence rate about 2×10¹⁴ n•cm^-2•s^-1. After dissolution and filtration, the colorless⁸⁹SrCl2 solution was obtained. The specific activity of⁸⁹SrCl₂ solution was 7.77×10⁹-1.08×10¹⁰ Bq•g^-1, the activity concentration was 3.59×10⁸-1.21×10⁹ Bq•mL^-1, the gamma impurity content was 0.11%-0.14%, the Al impurity content was much lower than 2 μg•mL^-1(activity concentration 7.4×10⁷ Bq• mL^-1).⁸⁹SrCl₂ solution had been tested to meet the requirements of the industry and could be used as raw material for the production of injection. The development of single 7.4×10¹⁰ Bq level preparation device of high purity and high specific activity of ⁸⁹Sr had been finished. This research is important for localization of isotope products.     

基于正交试验的核主泵导叶水力性能数值优化

为提高核主泵整机水力性能,实现叶轮、导叶与环形压水室的最优匹配,以AP1000核主泵为研究对象,保持叶轮与蜗壳几何参数不变,选择导叶进口冲角、导叶包角和导叶出口角为正交试验方法的3个因素,并根据各因素的值确定取值范围。基于雷诺时均N-S方程、RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法,应用CFD技术对核主泵进行了正交试验和数值优化。正交试验和因素显著性分析表明:额定工况下,优化后的模型泵较原模型泵扬程提高0.55m、效率提高0.66%;小流量工况下,优化后的杨程和效率提升更加明显;导叶包角和导叶出口角对泵水力性能的影响较为显著,导叶流道扩散程度决定了导叶流道的水力损失;导叶进口冲角、导叶出口角和导叶包角之间的相互作用对泵水力性能的影响不显著,可忽略。对导叶包角的研究表明,在小流量工况下,导叶包角与泵的效率呈正比,在大流量工况下,导叶包角与泵的效率呈反比。     

Thorex流程离心萃取器验证台架实验

钍基核燃料后处理Thorex流程的发展倾向于酸式进料,单循环。基于30级10mm环隙式离心萃取器台架系统,对酸式进料、单循环Thorex流程工艺进行台架实验验证。实验结果表明:全流程钍回收率为99.994%,铀回收率为99.30%,钍中去铀分离因子SF_(U/Th)为1.5×10~2,铀中去钍分离因子SF_(Th/U)为2.2×10~4。增加1B工艺段(钍铀分离段)补萃级数应可以进一步提高铀回收率。