HTR-PM堆芯出口热气混合实验相似性分析

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。     

HTR-PM堆芯出口热气混合结构两支路模型实验研究

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。     

HTR-PM堆芯出口热气混合数值模拟分析

利用Fluent软件对模型实验台架的两支路工况进行了数值模拟,该实验台架用于高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的堆芯出口混合结构的设计验证。通过利用模拟计算所得的温度、压力以及流速分布与模型实验台架所得到的实验结果进行对比分析,进一步确定了模拟计算的各种设置,包括边界条件、湍流模型以及求解算法等。利用Fluent软件并根据相应的设置,对HTR-PM的堆芯出口混合结构的两支路工况进行了计算分析。结果表明,两支路工况下,HTR-PM的堆芯出口混合结构可满足高热混合效率和低压降的要求。     

考虑漏流的HTR-PM热气混合结构数值模拟研究

对高温气冷堆核电厂示范工程HTR-PM的堆芯出口热气混合结构设计进行数值模拟,并考虑了未经过堆芯的冷却剂漏流的影响。对模拟计算所得的温度、压力以及流速分布的分析表明:热混合主要由与主流动方向垂直或平行的漩涡等二次流导致,且混合效果变化滞后于二次流的产生和变化;压降主要为由于流体流通面积和流动方向剧变而产生的局部压损,二次流的产生与变化伴随着压降的变化。计算分析的结果表明:在考虑漏流的额定流量工况下,HTR-PM的堆芯出口混合结构可以满足高热混合效率和低压降的要求。     

HTR-PM进气事故氧化分析

对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)而言,进气事故是高温气冷堆事故分析中重点关注的类型之一。在HTR-PM进气事故中,热气导管双端断裂(DEGB)事故尽管发生概率极低,由于其严重的事故后果仍引起了研究者的大量关注。针对HTR-PM热气导管双端断裂事故,本文利用高温气冷堆专用系统分析程序TINTE-TIIXUW,详细分析了稳定自然循环建立后堆芯及底反射层的氧化情况。结果表明,在保守假设条件下,事故后144 h,燃料最高温度不会超过设计限值,燃料包覆颗粒不会发生裸露,底反射层也不会因氧化发生失效。     

基于流动与传热网络的HTR-PM堆内热工水力模拟

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。     

高温堆热气联箱内部流场分析

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.     

高温气冷堆热气联箱内部流场数值模拟

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。     

CEFRⅠ-Ⅱ型栅板联箱截流件的数值模拟

使用流体力学软件CFX对中国实验快堆(CEFR)的Ⅰ-Ⅱ型栅板联箱的流动阻力特性实验进行模拟计算.对比计算结果和实验数据,讨论和分析产生误差的原因,验证三维数值模拟计算的可靠性,校验同类计算,详细论述CFD技术与实验的关系,证明三维数值模拟计算的可行性与可靠性,为此后CFD技术在快堆设计的应用提供理论基础和计算依据.     

热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析

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。