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HTR-PM堆芯出口热气混合实验相似性分析 总被引:1,自引:1,他引:0
球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)堆底设有热气混合结构,使堆芯流出的氦气混合均匀。堆芯出口热气混合实验用于测量和分析该混流结构的混合性能及其阻力特性。为使设计的热气混合实验系统及实验工况能反映HTR-PM的混流结构的实际混合性能和阻力特性,在确保实验经济成本的前提下,根据相似性准则,分析确定了堆芯出口热气混合实验系统的设计准则和具体参数,并利用Fluent软件对所设计的实验装置内的流场和温度分布进行了数值模拟。该混合实验系统及其工况与HTR-PM实际堆底混流结构具有相似性,在此实验的基础上,可通过理论分析和数值模拟得到HTR-PM实际堆底混流结构的混合性能和阻力特性。 相似文献
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作为国家科技重大专项的高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)在山东荣成正式开工建设,为验证HTR-PM堆芯出口热气混合结构是否满足混合要求,利用建立的缩比模型实验台架,进行了两支路(热气支路及冷气支路)3个系列工况的实验,实验包括:定流量变温差实验、定温差变流量实验、定温差与总流量变流量比实验。通过对实验数据进行分析,得出两支路工况下,热气混合结构的混合效率均在98%左右。通过与蒸汽发生器的入口温度要求进行对比分析,可得出在考虑不经过堆芯的漏流的两支路工况条件下,HTR-PM堆芯出口的热气混合结构能满足热混合的要求。 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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高温堆热气联箱内部流场分析 总被引:1,自引:1,他引:0
以高温堆热气联箱为研究对象,在实验研究的基础上,采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行了数值模拟,以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场,为高温堆热气联箱的设计和实验研究提供参考.数值计算结果表明:热气联箱内气流发生剧烈搅混,加速了不同温度气流间的热传递,有利于高温和低温气流间的温度混合.但存在肋片的区域没有发生剧烈的气流搅混,不利于气流间的热传递.热气导管内温度混合率随其长度的增加逐渐增大,热气导管长度2.5m以上时,温度混合率达到99%以上. 相似文献
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以高温气冷堆热气联箱为研究对象,在实验研究基础上,采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行数值模拟,以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场,为高温气冷堆热气联箱的设计和实验研究提供参考。数值计算结果表明:热气联箱内气流发生剧烈搅混,加速了不同温度气流间的热传递,有利于高温和低温气流间的温度混合,存在肋片的区域未发生剧烈的气流搅混,不利于气流间的热传递;热气导管内温度混合率随其长度的增加逐渐增大,当热气导管长度为2.5m以上时,温度混合率达到99%以上。 相似文献
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热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。 相似文献