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为建立矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法,针对板型燃料元件的安全分析提供新的模拟方法和工具,本研究采用一维两流体模型和燃料元件二维导热模型开发热工水力瞬态分析程序,对堵流条件下非均匀流动传热进行模拟。通过数值模拟得到不同堵流工况下流量分配和燃料温度分布,此外对4种不同功率分布下燃料元件二维导热效应进行研究。研究结果表明,堵流后并联通道流量和传热量将重新分配,二维导热模型使燃料元件截面温度场分布更均匀。本文开发的热工水力瞬态分析程序能够用于板型燃料元件非均匀流动传热现象的模拟。 相似文献
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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。 相似文献
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球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)全尺寸模拟机的开发是示范工程的重要组成部分,HTR-PM堆内热工水力过程的模拟是模拟机开发的关键技术之一。本文针对堆内热工水力过程的模拟进行了研究,根据堆内几何结构和热工水力过程的特点,采用组件搭建的方式建立了HTR-PM堆内流动与传热过程的计算模型,基于所建立的流动与传热网络模拟方法,编制了相应的模拟计算程序,实现了HTR-PM堆内热工水力过程的模拟,给出了反应堆50%FP、100%FP稳态工况、控制棒误提升事故工况的模拟结果,通过与设计分析程序THERMIX的比较进行了验证。对比结果表明,模拟方法和基于流动与传热网络的计算模型能够满足模拟机的开发要求,反映了堆内热工水力过程的特点。 相似文献
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氟盐冷却高温堆(FHR)采用氟盐冷却球形燃料元件,其中子物理计算面临双重不均匀性问题:燃料球在堆芯内的随机排布和包覆燃料颗粒在燃料球中的随机排布。此问题是该堆型设计中面临的主要挑战之一。本文基于MCNP程序和固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)模型完成了不同燃料球床与燃料球描述对关键中子学参数(如keff、堆芯能谱、控制棒价值和温度系数等)的影响分析。燃料球床描述使用随机序列添加(RSA)方法建立了随机球床模型与体心立方(BCC)结构的等效规则模型。包覆燃料颗粒描述则基于简立方(SC)等效模型利用MCNP程序中的URAN卡实现随机扰动。结果表明,包覆燃料颗粒随机分布的影响远小于燃料球随机分布的影响;尽管具有相同的总堆积密度,等效规则模型相比于随机球床模型会增加堆芯中子的泄漏,低估冷态满装载反应性约0.5%,高估控制棒价值约5%。 相似文献
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球床反应堆采用球形燃料元件多次通过堆芯的循环运行方式,燃料元件从堆芯底部连续单列排出后依靠管路气动推力逐一被提升至堆芯顶部。本文建立了球形燃料元件“近等径”管路脉冲气力提升运动模型,并在此基础上分析了气源压力、控制阀有效截面积、球外径与管内径的直径比等参数对提升过程燃料元件运行速度的影响。利用测速装置测量了10 MW球床反应实验堆提升器出口燃料元件的运行速度,实验结果接近理论分析结果。近等径球流管路脉冲气力提升运动模型的建立及实验研究为球床反应堆燃料输送系统优化设计及运行调控提供了理论依据。 相似文献
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由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明:包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。 相似文献
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A new fuel assembly design for a thermal supercritical water cooled reactor (SCWR) core is proposed. Compared to the existing fuel assemblies, the present fuel assembly has two-rows of fuel rods between the moderator channels, to achieve a more uniform moderation for all fuel rod cells, and subsequently, a more uniform radial power distribution. In addition, a neutron-kinetics/thermal-hydraulics coupling method is developed, to analyze the neutron-physical and thermal-hydraulic behavior of the fuel assembly designs. This coupling method is based on the sub-channel analysis code COBRA-IV for thermal-hydraulics and the neutron-kinetics code SKETCH-N for neutron-physics. Both the COBRA-IV code and the SKETCH-N code are accordingly modified. An interface is established for the data transfer between these two codes. This coupling method is applied to both the one-row fuel assemblies (previous design) and the two-row fuel assemblies (present design). The performance of the two types of fuel assemblies is compared. The results show clearly that the two-row fuel assembly has more favorable neutron-physical and thermal-hydraulic characteristics than the one-row fuel assembly. The effect of various parameters on the fuel assembly performance is discussed. The coupling method is proven to be well suitable for further applications to SCWR fuel assembly design analysis. 相似文献
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在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。 相似文献
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Sodium experiments were conducted on core thermal-hydraulics simulating a scram transient of a large scale fast breeder reactor using the test facility PLANDTL-DHX with seven fuel subassemblies. The influence of inter-subassembly heat transfer on temperature distribution in the subassembly was revealed via measurements. The flow in the gap between neighboring subassemblies called inter-wrapper flow (IWF) was also studied in relation to its capability of cooling the subassemblies. A computational model is presented for predicting the transient without IWF. The multi-dimensional numerical analysis model employs an empirical correlation to simulate mixing effects between adjacent subchannels. It was shown that the present computational method could evaluate the transient behavior of thermal-hydraulics in the subassemblies accurately from forced to natural circulation accompanied by inter-subassembly heat transfer and flow redistribution in the subassembly. The cooling effects of IWF on the fuel subassemblies were found in spite of natural circulation flow reduction in the primary loop attributable to temperature decreases in the upper non-heated section in the core. The inter-wrapper flow can effectively cool the core under extreme conditions of low flow rates through the core. 相似文献
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反应堆系统发生瞬态工况时,冷却剂温度的瞬间大幅度变化会对燃料元件包壳结构完整性造成冲击,危及反应堆安全。本文以某压水堆3×3燃料组件为对象,采用流固热耦合方法对冷水事故下燃料组件的流动换热特性和燃料元件包壳温度、变形及应力进行了三维精细化模拟。结果表明:定位格架能够增强燃料棒表面的对流换热强度;包壳变形时向与刚凸接触的一侧折弯,向与弹簧接触的一侧凸起;包壳与定位格架接触部位的温度和最大等效应力随事故时间不断增大,且最大等效应力超过了包壳材料的屈服强度,将发生强度失效,影响其结构完整性。本文研究可为反应堆燃料元件包壳瞬态工况下的完整性评价提供借鉴。 相似文献
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在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。 相似文献
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为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明:自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。 相似文献