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。     

起伏对强制循环和自然循环的影响

建立了起伏影响核动力装置一回路自然循环能力的数学模型。计算比较了起伏对强制循环和自然循环的不同影响。结果表明：起伏对强制循环下一回路冷却剂的流量和反应堆输出功率的影响较小，而对自然循环能力的影响很大。     

非对称加热下摇摆对并联双通道管间脉动特性的影响

采用理论分析与RELAP5/MC程序计算相结合的方法,研究了非对称加热条件下摇摆运动对并联双通道管间脉动特性的影响。结果表明,摇摆运动会引起周期等于摇摆周期以及1/2摇摆周期的流量波动,当摇摆引起的流量波动周期与系统固有热工水力振荡周期接近时,会发生共振效应,从而使密度波振荡提前发生。增大摇摆幅度及通道到摇摆中心的距离可增强流量波动幅度,降低系统稳定性。     

起伏因素影响自然循环流动的机理分析

以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型,建立了起伏条件下自然循环流动的理论分析模型,并通过编制程序进行离散求解,分析了起伏对自然循环的影响机理。结果表明：1）起伏对自然循环具有重要影响,起伏幅度越大,或起伏周期越长,流量波动越大;2）起伏条件下的自然循环是交变力场和密度分布变化综合作用的结果;3）起伏对自然循环的影响在一定参数条件下可能比摇摆更显著,从而可能引起更加严重的后果,需要引起关注。     

摇摆运动下多环路主冷却剂系统自然循环流量的稳定性分析

海洋核动力平台因其突出的安全性已成为当今核能领域热点研究问题之一,但在海洋等非惯性条件下会使一回路系统的热工特性发生变化。针对此问题,本文对几种典型的一回路系统在摇摆条件下的自然循环流量波动特性进行计算分析。分别建立典型的双环路、三环路、四环路的一回路系统模型布置方案,并同时考虑摇摆中心的位置,根据流体动量守恒方程,得到不同状态下一回路系统内的流量变化规律。对于单堆双环路系统,摇摆中心在船上/中/下部位置时,环路流量波动幅度分别为13.2%/11.2%/9.5%,堆芯流量波动幅度分别为0.9%/0.8%/0.6%;对于单堆三环路系统,摇摆中心在船下部时,环路流量和堆芯流量波动幅度分别为9.2%和0.8%;对于单堆四环路系统,摇摆中心在船下部时,布置方案1和方案2的环路流量波动幅度分别为9.5%和9.2%,堆芯流量波动幅度分别为0.9%和0.7%。计算结果表明：采用单堆双环路的设计布置方案是最有利于系统稳定性的。     

海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。     

摇摆运动下多环路主冷却剂系统自然循环流量的稳定性分析

海洋核动力平台因其突出的安全性已成为当今核能领域热点研究问题之一,但在海洋等非惯性条件下会使一回路系统的热工特性发生变化。针对此问题,本文对几种典型的一回路系统在摇摆条件下的自然循环流量波动特性进行计算分析。分别建立典型的双环路、三环路、四环路的一回路系统模型布置方案,并同时考虑摇摆中心的位置,根据流体动量守恒方程,得到不同状态下一回路系统内的流量变化规律。对于单堆双环路系统,摇摆中心在船上/中/下部位置时,环路流量波动幅度分别为13.2%/11.2%/9.5%,堆芯流量波动幅度分别为0.9%/0.8%/0.6%;对于单堆三环路系统,摇摆中心在船下部时,环路流量和堆芯流量波动幅度分别为9.2%和0.8%;对于单堆四环路系统,摇摆中心在船下部时,布置方案1和方案2的环路流量波动幅度分别为9.5%和9.2%,堆芯流量波动幅度分别为0.9%和0.7%。计算结果表明:采用单堆双环路的设计布置方案是最有利于系统稳定性的。     

海洋运动对自然循环流动影响的理论分析

以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型,建立了非惯性系下自然循环流动理论分析模型。分别计算了稳态、横摇、纵摇、横倾、纵倾、起伏以及复合运动条件下满功率的自然循环流动,分析了附加惯性力对流体作用的机理。结果表明,摇摆附加惯性力引起各段流体波动,但不是导致堆芯流量波动的直接原因;起伏改变驱动压头大小,各段流量波动一致;倾斜工况下,不同空间位置的流道流量变化不同,堆芯流速下降。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

静止和摇摆条件下浮动式核电站一二回路PRHRS特性分析

浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统（PRHRS）可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动式核电站作为研究对象,分别设计了一回路和二回路PRHRS,开展了静止和摇摆条件下反应堆系统发生全厂断电事故的计算,对两种PRHRS在静止和摇摆条件下的运行特性进行了分析。研究表明,静止条件二回路PRHRS具有更强的带热能力,摇摆条件下一回路PRHRS的带热能力更加稳定。     

海洋条件下自然循环蒸汽发生器U型管内倒流特性研究

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U型管进行建模和节点划分,计算了海洋条件下蒸汽发生器内U型管的倒流临界质量流量及进出口压差,最后分析了3种海洋条件对U型管内流体倒流的影响。结果表明,倾斜条件下有可能会改变倒流现象;而在航行过程中可能遇到的起伏条件都无法改变倒流现象;当摇摆条件比较剧烈时有可能改变倒流现象。      

摇摆条件下棒束通道流场特性研究

由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况，会产生倾斜、摇摆、起伏等运动，这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场，对棒束通道中的流场会有额外的影响，因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速（PIV）技术开展了摇摆条件下节径比为1.326的棒束通道内流场分布特性研究。对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异，分析了同一加速度时棒束通道内不同位置的流场分布特征。实验结果表明：摇摆运动对棒束通道中部的影响较小，对通道两侧的影响较大。通道两侧的速度场呈现周期性波动，波形为反相。在流量较低的情况下会出现倒流现象，但定位格架此时对上游并未造成横向速度影响。研究表明摇摆运动引起的流场变化与脉动流引起的流场变化有较大差异，其中脉动流造成的速度场变化是均匀脉动的，而摇摆引起的速度场是在通道两侧呈现反相波动。     

气空间可压缩性对两相流动系统稳定性的影响

实验研究了反应堆一回路上方气体空间可压缩性对反应堆一回路自然循环两相流流动稳定性的影响。通过发迹液位的办法改变一回路中气空间占整个回路的体积比，得到了不同体积比条件下，流量振幅与加热段入口过冷度的关系。     

海洋条件对自然循环影响的理论研究

建立了一回路的自然循环的稳定状态时和受到摇摆、起伏等影响时的物理、数学模型，编制了可用于微机上的计算程序，对稳定状态下一回路的自然循环能力进行了计算分析，对摇摆，起伏时的自然循环能力进行了动态模拟，用热工设计准则作为约束条件并评介其安全性，查明了起伏，摇摆对自然循环影响的作用机理和影响因素。     

倾斜与摇摆条件下一体化反应堆自然循环特性研究

通过建立海洋条件下的附加力模型与控制体空间坐标求解模型,开发了基于RELAP5/MOD3.1程序的海洋条件热工水力分析程序。研究了海洋条件下一体化反应堆IP200的自然循环特性,分析倾斜与摇摆条件对自然循环的影响。计算结果表明:倾斜会降低堆芯流量,导致左右侧环路冷却剂流量不一致,影响直流蒸汽发生器的换热特性;摇摆情形下,环路的附加压降主要由切向力贡献;摇摆轴偏离中心位置以及倾斜和摇摆的叠加运动均会打破环路间的热工水力对称性,增大堆芯流量的波动幅度。     

海洋条件下压水堆单相自然循环无量纲分析

针对单相单环路自然循环系统,采用Boussinesq近似建立无量纲分析方程,通过对单相动量及能量守恒关系的推导,得到不同外界条件下自然循环流量的影响参数。分析讨论倾斜、起伏与摇摆因素对自然循环流量的影响,并给出单相自然循环运行流量约束的保持条件。研究表明,倾斜时单相自然循环流量随倾斜角度的增加而减少;起伏运动时如果加速度与重力加速度的比值较小,对自然循环的影响可忽略;在不同摇摆条件下,如果引起自然循环流量的振幅相同,则其最大摇摆角加速度必然相同;单相自然循环运行的流量约束数值可由热源过冷度条件获得。     

摇摆条件下一体化反应堆模拟回路冷态流动特性研究

对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷态摇摆时流量波动大小取决于回路结构、阻力大小、摇摆轴位置和摇摆角加速度,减小分流段长度能有效抑制波动;流量波动与摇摆角度间的相位差与回路的结构参数相关,其大小正比于摇摆频率,反比于回路阻力系数。     

海洋核动力平台一回路摇摆状态下自然循环能力研究

针对海洋核动力平台的结构和运行特点,建立了一回路流量瞬态分析计算模型,开发了海洋核动力平台自然循环计算程序。该程序可计算核动力平台横向摇摆对自然循环的影响。计算结果显示,摇摆状态将对自然循环产生不利影响,45°横向摇摆将使自然循环流量下降约5%,对于一回路的布置,提高蒸汽发生器的设备高度和减小泵的阻力系数能有效降低自然循环状态下堆芯温度和提高自然循环流量。     

摇摆条件对稠密栅元内流动的影响

利用非稳态雷诺平均模拟(URANS)对摇摆条件下稠密栅元内的流体波动和大尺度相干结构进行理论分析,计算结果与实验值非常接近.摇摆运动会对流体波动和相干结构产生影响,摇摆条件下的流体波动周期比稳态条件下的流体波动周期略大10％.摇摆条件下流体的相干速度与稳态条件下的相干速度之间有一定的差异.最小相干主流速度位于流道中央,...