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。     

球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。     

HP-STMCs空间堆堆芯典型瞬态热工分析

以计算流体力学(CFD)为基础,编写HP-STMCs空间堆堆芯功率瞬变模型和反应性反馈模型的用户自定义函数(UDF),开发堆芯瞬态分析程序SNPS-FTASR。对程序的正确性进行验证并得到满意的结果后,用SNPS-FTASR分析1个控制鼓误动作向堆芯引入正反应性和堆芯1根热管失效时的瞬态响应特性。结果显示:在1个控制鼓误动作引入正反应性时,堆芯功率先迅速升高后因堆芯反应性负反馈而缓慢上升,最终堆芯功率稳定在额定功率的121.3%。在堆芯1根热管失效时,堆芯UN燃料芯块的温度先迅速升高后因反应性负反馈使得堆芯功率迅速下降,最终堆芯功率稳定在额定功率的88.7%,堆芯最高温度较稳定状态上升约140 K,表明热管冷却空间堆在一个控制鼓误动作和1根热管失效时热工方面是安全的。     

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性，采用可以精确模拟直汉蒸汽发生器二次侧水的饱和点，蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界并分法，选用适合各中换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工不特性的物理及数学模型，并编制了计算程序，经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行了计算有     

核释热瞬态特性模拟实验研究

提出了一种在用电加热模拟核释热态特性的方法,该方法采用计算机模拟多谱勒效应和慢化剂温度效应,并控制电加热元件的加热功率。应用该方法了升功率和降流量两项实时模拟实验,将实验结果与用Retran-02程序计算的结果进行了比较,结果表明,用本文中的方法模拟核释热的瞬态特性是可行的。     

IHNI-1反应堆热工水力与瞬态特性分析

本文利用子通道程序PRTHA计算了IHNI-1反应堆堆芯热工参数,分析了IHNI-1反应堆堆芯燃料元件与冷却剂的温度场分布,同时给出了堆芯发生过冷沸腾时的功率计算结果。利用RELAP5程序分析了反应堆瞬态特性,以及堆芯瞬态参数随反应性的变化过程。通过本文的分析,表明IHNI-1反应堆具有较好的固有安全特性。     

熔盐球床堆堆芯入口热工水力特性数值分析

堆芯入口流场设计是小型固态燃料熔盐堆系统项目内容之一,它对反应堆结构的稳定性、堆芯温度和流场分布有着非常重要的影响。研究了熔盐流道流通面积变化对堆芯入口温度、流场分布及压降的影响,优化熔盐流道几何结构。以小型熔盐球床堆模型为研究对象,取符合实际边界条件的输入参数,通过改变熔盐流道流通面积,使用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用程序Fluent 16.0对堆芯入口内熔盐的热工水力特性进行数值模拟。在考虑实际下反射层流道的流通面积占比最大为18.14%下,研究了熔盐流道流通面积占比在区间[0,15.00%]变化。结果表明,堆芯活性区熔盐最高局部热点温度随熔盐流道流通面积比的增大而增高;堆芯入口内的压降随下反射层熔盐流道流通面积比的减小而增大;在径向方向上流进孔道的熔盐流速随着孔道远离堆芯位置而增大。本研究可为小型固态燃料球床熔盐堆优化设计提供一定的参考价值。     

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

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。     

ERP-IV热工水力瞬态分析程序

本程序经多年不同阶段研制而成,今天已可以用于压水堆设计计算Ⅰ类、Ⅱ类、和部分Ⅲ、Ⅳ类事故瞬态及部分设计瞬态。是秦山核电厂用于事故分析和设计瞬态分析的主要程序之一。     

兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

先进空间快堆安全特性分析

以200kW空间快堆RAPID－L为对象，建立瞬态分析模型，分析了在无保护超功率事故UTOP和无保护失流事故ULOF下的瞬态特性。计算结果表明:快速型锂膨胀模块（LEM）可以随着冷却剂温度变化自动快速的响应，能够在不停堆的情况下保证反应堆的安全，因此，RAPID－L具有固有安全特性。     

空间堆热管输热能力分析

为保证空间堆的传热安全,空间堆热管必须工作在各种传热极限以下,并能满足避免单点失效的安全要求。本文建立了空间堆热管黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限5种传热极限计算方法,并改进了毛细极限计算模型。利用建立的方法计算了分段式热电偶转换的热管冷却空间堆电源系统堆芯锂热管、辐射散热器钾热管和碱金属热电转换的空间堆电源系统堆芯钠热管的传热极限。结果表明,空间堆用锂热管和钠热管的毛细极限分别为25.21kW和14.69kW,钾热管的声速极限为7.88kW,其传热设计冗余量分别大于19.4%、23.6%和43.2%。空间堆堆芯热管在正常运行时限制其热量输出的传热极限为毛细极限,而限制散热器钾热管正常运行时热量输出的传热极限为声速极限。     

热管冷却空间反应堆事故特性研究

以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。     

微型中子源反应堆热工水力安全分析

微型中子源反应堆（简称微堆）是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同时采用RELAP5程序进行一维计算,二者计算结果相符,表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安全性。采用RELAP5程序对反应性引入事故进行了计算,计算结果进一步印证了微堆的自稳特性和固有安全性。     

西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析

为研究西安脉冲堆（XAPR）在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序对反应性引入事故进行模拟计算,结果表明：当XAPR在额定功率范围内运行时,发生反应性引入事故后,堆芯能依靠自身的固有反馈机制使脉冲堆重新达到稳定运行状态;当运行功率过高尤其是超过临界值时,反应性引入事故将导致脉冲堆关键热工水力参数发生振荡,无法再次达到稳态。此外,不同反应性引入方式将影响堆芯参数在反应性引入过程中的变化趋势,但并不影响其最终稳态值。     

Transient Safety Characteristic Analysis of Xi’an Pulsed Reactor during Reactivity Insertion Accident

In order to study the transient safety characteristics of Xi’an Pulsed Reactor (XAPR) when unexpected reactivity insertion accident happened and shutdown system failed, the main mathematical models were established based on the specific core structure and operation conditions of XAPR. Meanwhile, a transient thermal-hydraulic code called TSAC-XAPR was developed to analyze the safety characteristics of XAPR. The TSAC-XAPR code was then used to simulate the reactivity insertion accident of XAPR. The calculation results indicate that when XAPR operating under rated power, reactor can reach a new steady state for reactivity insertion accident, depending on its inherent feedback mechanism. When XAPR operating under high power, especially above the critical power, key thermal-hydraulic parameters of reactor will tend to oscillate and can’t reach a steady state again for reactivity insertion accident. Besides, it is also found that different reactivity insertion modes will only affect the variation trend during the phase of reactivity insertion instead of the final value at steady state.     

新型热管反应堆堆芯热工安全分析

针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。