中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆（CENTER）,采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明：在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验研究

反应堆堆芯入口流量分配是反应堆水力性能研究的重要内容之一,其与堆芯热裕量和燃料组件燃料棒的流致振动密切相关,从而影响反应堆的运行。CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验是验证CAP1400反应堆结构设计与分析的一个重要环节,旨在验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度。本文通过1/6比例模型试验,获得无均流板结构工况和带均流板结构3种工况（均匀流量工况、非均匀流量工况、偏回路流量工况）下CAP1400反应堆堆芯入口流量分配结果,并进行了各工况下流量分配均匀程度的分析。试验结果表明,CAP1400反应堆堆芯入口具有较好的流量分配效果。     

反应堆下腔室涡流引起堆芯流动不稳定性试验研究

压水反应堆各个环路中的冷却剂在下腔室发生剧烈湍流交混,下腔室腔体内产生大量涡流,会导致堆芯燃料组件入口流量随机震荡,引发堆芯瞬态流动不稳定性,可能影响到反应堆热工、结构安全或传热性能。本文对反应堆内燃料组件区域流动特性开展研究,通过水力学试验手段获得反应堆堆芯在多种运行工况下,下腔室安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的堆芯燃料组件入口流量脉动数据,试验结果表明,流量分配裙对下腔室涡流的抑制效果明显,在碎涡整流作用下,堆芯流量脉动明显降低;随着运行环路数的减少,下腔室流场对称性降低,涡流增强,堆芯流量脉动明显增大;下腔室涡流还会对堆芯入口流量分配均匀度造成不利影响,流量脉动偏大区域对应的流量分配因子明显较小。     

棱柱式高温气冷堆堆芯间隙旁流模拟研究

棱柱式高温气冷堆的堆芯由燃料组件砖块分层、分区垒砌组成,考虑到加工误差以及结构装配,组件之间需要保证一定尺寸的间隙,形成的间隙流道将分流一部分堆芯冷却剂流量,简称间隙旁流。间隙旁流是堆芯结构以及堆内构件设计需要分析的重要因素,为了研究其对于反应堆热工流体性能的影响,采用商用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)程序ANSYS CFX针对MHTGR-350(Modular High-Temperature Gas Reactor 350 MWt)堆型堆芯活性区内流动、传热的复杂现象开展三维数值模拟,通过建立组件砖块、燃料孔道、冷却剂通道以及间隙流道的详细模型,计算得到区域内的流量分配以及温度分布情况。选取关键参数开展敏感性分析,结果显示:进入狭长间隙流道的冷却剂流量主要由堆芯的结构布置以及间隙的尺寸大小决定,间隙越大、旁流占比越大,冷却效率越差,燃料的局部温度越高。同时,在反应堆运行寿期内,间隙尺寸将随着组件形变而发生变化,引起堆内温度分布以及出口温度发生波动,间隙越大引起的波动幅度也越大,不利于堆芯运行的安全性和稳定性。     

反应堆控制棒导向管环形缝隙内漏流量的实验测定及其研究

从研究流量测试的特点着手,对流经电功率为30万千瓦的压水堆核电站反应堆控制棒导向管环形缝隙内的漏流量进行了实验测定。为验证该反应堆现有燃料组件在导向管上的开孔尺寸提供了可靠的实验数据。     

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线.反应堆整体实验模型的比例为14.模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极.实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成.实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数.     

ACP100反应堆整体水力模拟试验研究

模块式先进小型压水堆（ACP100）是一种新型一体化小型反应堆，直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上，紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场，开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降，获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数；并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示，主流道内的流动已进入第二自模区，流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同；流动进入自模区后，反应堆模型的阻力系数为常数，阻力系数值为8.02，可直接用于原型反应堆压降计算；额定运行工况下，堆芯入口的流量分配因子值在0.91～1.08，满足设计需求；流量分配罩具有良好的整流作用，模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。     

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。     

小型核动力装置自然循环运行特性分析

本文以小型一体化自然循环反应堆为研究对象,用RELAP5/MOD3.2对反应堆系统、中间回路及二回路系统进行建模,对反应堆单双环路切换及偏环路运行时反应堆的自然循环运行特性进行数值模拟研究。计算结果表明:在反应堆自然循环运行工况下,进行单双环路切换及偏环路运行时,堆芯能重新建立稳定的自然循环。双环路切换至单环路后,堆芯出口温度降低,堆芯自然循环平衡流量降低但仍大于初始值的1/2;单环路切换至双环路运行时,堆芯流量、温度均与双环路稳定工况的一致;偏环路运行时故障环路循环流量降低,正常环路自然循环流量升高,堆芯总流量降低的数值为二者之差。     

海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析

与陆上核电厂不同,海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响,因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案,对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明,引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中,燃料组件满足强度设计要求。     

AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明：气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。     

用MELCOR程序分析600 MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故

利用MELCOR程序建立了600 MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。     

钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型

以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明：ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。     

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。     

Analysis of decay heat removal from RBMK-1500 reactor in decommissioning phase by natural circulation of water and air

The main problem in nuclear energy is providing of safety at all stages of lifetime of nuclear installations in conditions of normal operation, accidents and at shutdown. Ignalina NPP, located in Lithuania, is one of the latest with RBMK reactors at highest capacity. Ignalina NPP has two units, both are closed for decommissioning now (in 2004 and 2009). Both units are equipped with RBMK-1500 reactors, the thermal power output is 4200 MW, the electrical power capacity is 1500 MW for each. In RBMK-1500 reactor the fuel assemblies remain for long time inside reactor core after the final shutdown. The paper discusses possibility of heat removal from the RBMK-1500 core at shutdown condition by natural circulation of water (1) and air (2) inside the fuel channels. In first case the decay heat from fuel assemblies is removed due to natural circulation of water and the piping above reactor core should be cooled by means of ventilation in the drum separator compartments. To warrant free access of air in to fuel channels (in the second case) the reactor cooling system should be completely dry out and the pressure headers and the steam discharge valves in steam lines should be opened. If mentioned conditions will be fulfilled, the reactor core will be cooled by natural circulation of water or air and fuel rods remain intact.     

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。     

物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析

物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明：在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。     

小型压水堆下腔室交混特性实验研究

为研究小型压水堆下腔室的交混特性,本文基于比例模化方法,开展小型压水堆1∶3比例模型水力学实验,通过测量溶液浓度变化,获得在冷管流量均衡和非均衡工况下堆芯入口的交混因子矩阵。研究结果表明,均衡流量工况下,冷管流量的变化对堆芯入口交混因子矩阵未产生明显影响;非均衡流量工况下,靠近出口管的燃料组件交混因子受流量不均衡的影响较大,而中心区域的交混因子变化幅度较小。由此可见,小型压水堆在均衡流量下具有较稳定的下腔室交混特性,而在非均衡工况下需要重点关注出口附近燃料组件交混特性的变化。