基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

Based on the critical/subcritical point kinetics model, the fuel pin heat transfer model, and the auxiliary thermal hydraulic models such as the heat exchanger model and the porous media model, a multi-physical coupling code CFD/PF was developed by means of the explicit iteration method, dynamic link library technique (DLL) and user-defined functions (UDF) of FLUENT. The CFD/PF was used to carry out the simulation of SNCLFR-100 unprotected transient of over power (UTOP) of a small natural circulation LBE cooled fast reactor, and the code-to-code comparison analysis was conducted with the renowned multi-physical coupling code SIMMER-III. The results indicated that the CFD/PF simulation results are in a good agreement with SIMMER-III calculation results, and the multi-physical analysis method and code development have been achieved initial success, which can be used to analyze the complex three-dimensional flow and heat transfer phenomena in pool-type fast reactors.     

基于CFD方法的行波堆19燃料棒束流固耦合传热特性研究

采用流固耦合传热方法对行波堆19燃料棒束流动及传热特性进行了研究。研究结果表明:出口区域燃料棒呈现出非对称和偏心温度分布特性;下游区域流体截面温度分布差别较大;包壳表面热流密度分布差别明显,螺旋绕肋结构具有局部强化换热的能力;出口区域发现了局部倒传热现象。该组件结构有待将来进一步借助流固耦合传热分析方法进行优化改进。     

中国实验快堆热工流体现象多维度耦合分析方法研究

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法有机的结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的统一.本文根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于RUBIN和FLUENT的耦合程序框架,通过对中国实验快堆满功率运行工况的测试计算,完成了对耦合程序的初步验证.     

池式快堆三维热工流体力学设计研究

随着计算机软硬件技术的发展,三维数值分析技术已经成为池式快堆堆芯和钠池热工设计和计算分析的重要组成部分,并在其中发挥着不可替代的作用.通过对池式快堆几个典型热工现象的分析,展示了我国第一座池式快堆(中国实验快堆)热工设计和安全分析中所拥有的设计手段和工具,总结了三维数值分析技术在快堆工程中的应用,并指出了其对今后快堆热工设计的重要意义.     

基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学（CFD）软件 Ansys Fluent 分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。      

中国实验快堆全厂断电事故多维度热工耦合计算

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的耦合方法。本工作根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于Rubin和Fluent的耦合程序框架,完成了中国实验快堆全厂断电工况的计算和验证。计算结果表明,耦合方法对全场断电事故的计算结果合理可靠,是对一维系统程序分析方法的有益补充。     

我国快堆发展战略目标研究

我国是一个发展中大国,能源需求量大且增加迅速。考虑到资源的有限性和环境问题,核能必将成为我国主要能源之一。政府已决策2020年我国核电装机容量将达到40 GW。据预测到2050年需发展到240 GW。铀资源的有限性和国际铀市场的不确定性,促使我们认真考虑快中子增殖堆及其闭式燃料循环的发展。设想的快堆发展战略目标是:(1)2030年实现一址多堆运行800～900 MW商用增殖快堆;(2)2050年核电装机容量发展到240 GW;(3)2050年以后逐步实现核能大规模替代化石燃料。     

快堆物理计算程序NECP-SARAX1.0开发

针对快堆物理特点,提出一套用于快堆堆芯核设计和稳态分析的计算程序NECP-SARAX1.0。程序采用基于ENDF/BVII的连续能量数据库,利用OPENMC程序产生多群截面,堆芯计算采用非结构网格进行几何建模,采用SN节块输运方法以同时满足临界和次临界堆芯的计算需求,采用微扰方法计算堆芯多普勒系数。数值验证表明,该程序具有较高的计算精度,与蒙特卡洛(MCNP)直接计算相比,有效增殖系数(keff)偏差在100×10-5左右。     

TRISO燃料颗粒三维多物理场耦合计算模型开发

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。     

铅铋快堆单盒环形燃料组件典型堵流事故分析

铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势,但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用,易发生堵流事故而导致传热恶化,从而危及第一道屏障的完整性,为此,亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型,基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度,以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析,分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配,并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加,堵塞区域包壳温度显著上升,回流区域范围扩大,燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移,堵块侧热流密度减小;当堵塞份额较大时,随堵块厚度增加,各参数变化与上述结论类似;堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小;且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近,内通道流量损失程度明显增大,而外通道流量几乎不受影响,因此,内通道发生堵流事故时危害更为严重。     

基于FLUENT的多物理场耦合研究

基于FLUENT的多物理场耦合分析是当前核安全分析的热点问题。本文运用6组缓发中子的点堆动力学模型（PKM）编写了反应堆核功率计算程序,利用外部调用耦合和用户自定义函数（UDF）动态链接库耦合方法分别建立了FLUENT-REALP5耦合分析模型和FLUENT-PKM耦合分析模型,并在单相范围内利用水平分支管道的喷放问题和线性反应性引入的超功率瞬变问题验证了耦合模型的正确性和有效性。本研究的耦合分析方法可以为FLUENT的多物理场核安全分析提供支撑。      

基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究

选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。     

Reactor Noise Analysis of Swimming Pool Type Reactor

Reactor power frequency spectrum measurements at various power levels (0.2 W, 1 W, 5 W, 100 W, 500 W, 5 kW and 100 kW) were made with HTR** (swimming-pool type). A low frequency AC amplifier, a magnetic tape recorder, a frequency selective amplifier with twin-T filters, a multiplier, and an integrator were used. Speed-up and speed-down techniques of tape recorder were convenient for extending the frequency range of the analysis.

The measured frequency spectrum of reactor noise determined the modulus of zero power transfer function, and indicated a prompt neutron mean life time of (7.58±1.58) × 10^-5 sec based on an effective delayed neutron fraction of 0.0082. The calculations were made with a HIPAC-103 computer. At higher power, some resonance peaks were found in the low frequency region. The absolute value of reactor power obtained by noise analysis agreed within 3% with the power meter indication at the power below 5kW.     

不对称工况对池式钠冷快堆堆芯入口温度的影响

对于池式钠冷快堆,堆芯入口温度是重要的热工参数之一,电厂设计过程中堆芯入口温度的确定受多种因素制约,其中包括不同电厂工况的影响。不对称工况是一种典型的电厂工况,本文以600 MW两环路设计的池式钠冷快堆为研究对象,采用钠冷快堆系统分析程序分析不对称工况对堆芯入口温度的影响。研究结果表明,在所分析的不对称工况下,冷池温度会出现明显的不对称现象,且其中1个环路的冷池温度明显上升。通过分析可知,作为电厂的重要热工参数,在不对称工况下,堆芯入口温度变化的影响主要体现在对冷池内设备的影响上,对电厂整体功能和性能有所影响但不构成该工况下影响电厂功能和性能的关键因素。     

池式研究堆周期测量保护放大器的技术改造

为解决目前池式研究堆周期保护放大器抗干扰能力差的问题,提出了基于数字信号信息处理的周期测量新方法,分析了数值运算的优越性,并用实验验证了该方法的可行性和有效性。     

快堆燃料组件少棒替代方法研究

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。     

池式低温供热堆

本文论述了低温核供热的一个重要研究方向——池式供热堆研究的现实意义。简介国外不同类型池式供热堆的设计和研究概况。介绍了深水池系列低温供热堆设计的特点,以及它在工程示范阶段的几种可能应用的典型实例。展示了系列深水池供热堆对我国低温核供热应用的意义。     

池式研究堆回路系统总体配置分析

池式研究堆的回路系统配置存在一定的共性,对于相同的堆型,大部分回路配置是可相互借鉴的.通过对国内外几座池式研究堆(法国ORPHEE堆、德国FRM-Ⅱ、韩国HANARO堆、中国先进研究堆(CARR))的回路总体配置情况进行比较,分析其各自的特点,归纳出池式研究堆回路总体配置分为4个部分:与堆芯冷却相关的系统、与重水相关的系统、与池水相关的系统及辅助系统.