熔盐球床堆堆芯入口热工水力特性数值分析

堆芯入口流场设计是小型固态燃料熔盐堆系统项目内容之一,它对反应堆结构的稳定性、堆芯温度和流场分布有着非常重要的影响。研究了熔盐流道流通面积变化对堆芯入口温度、流场分布及压降的影响,优化熔盐流道几何结构。以小型熔盐球床堆模型为研究对象,取符合实际边界条件的输入参数,通过改变熔盐流道流通面积,使用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用程序Fluent 16.0对堆芯入口内熔盐的热工水力特性进行数值模拟。在考虑实际下反射层流道的流通面积占比最大为18.14%下,研究了熔盐流道流通面积占比在区间[0,15.00%]变化。结果表明,堆芯活性区熔盐最高局部热点温度随熔盐流道流通面积比的增大而增高;堆芯入口内的压降随下反射层熔盐流道流通面积比的减小而增大;在径向方向上流进孔道的熔盐流速随着孔道远离堆芯位置而增大。本研究可为小型固态燃料球床熔盐堆优化设计提供一定的参考价值。     

熔盐堆有效缓发中子份额β_(eff)的计算及分析

有效缓发中子份额(β_(eff))是研究反应堆动态特性的重要参数。在熔盐堆(MSR)中,采用液体燃料,导致β_(eff)的计算与传统的采用固体燃料反应堆的计算方法不同。本文研究了MSRβ_(eff)的计算方法,并对嬗变熔盐堆(MOSART)的β_(eff)进行了计算,并分析了熔盐在堆外流动时间和熔盐入口速度对β_(eff)的影响。计算结果表明:固定堆芯入口速度,熔盐在堆芯外流动的时间增加,β_(eff)会减小;固定熔盐在堆芯外流动时间,熔盐在堆芯入口速度增大,β_(eff)会减小。     

不同燃料球排布方式下熔盐堆堆芯流动和换热特性研究

固态燃料熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的堆芯是由燃料石墨球随机堆积而成的,在分析中建立随机堆积的小球模型存在较大困难和不确定性,通常假设为规则的排布方式。利用计算流体力学分析程序,选取了面心立方和体心立方两种规则的小球排布方式进行建模,分析不同排布方式下堆芯流动和换热的特性。结果表明,面心立方排布下的流线呈现出周期性弯曲,小球中心最高温度为1 153 K,总压降为1 323 Pa,体心立方排布下的流线大体呈直线,小球中心最高温度为1 155 K,总压降为574 Pa,面心立方排布的流动压降明显大于体心立方排布。对于单个中间小球,面心立方排布的小球表面温度分布更均匀,热点温度更低,但熔盐从燃料球底部流动到顶部的压降更大。     

规则球床堆熔盐流动压降与对流换热CFD模拟

球床堆复杂的几何结构导致直接建模进行热工水力模拟非常困难,一般使用多孔介质模型简化处理,但多孔介质已有的压降和对流换热公式在熔盐冷却球床中的有效性仍待验证。本文基于固态燃料熔盐堆建立了6 cm直径小球的规则球床模型,给定球床进口熔盐流量和球壳发热功率,模拟了球床内的稳态流动与换热,计算了对应的压降和对流换热系数,并分别得到了球床压降、对流换热Nu随球床内流动Re变化的曲线。对比发现:模拟压降结果与已有公式差异较大,而模拟对流换热Nu结果与已有公式的差异相对较小。结合模拟结果和已有的公式,拟合得到了修正的压降和对流换热Nu公式。将修正公式应用于3 cm直径规则球床中,结果表明多孔介质修正模型与直接模拟结果一致。     

球床内流动与传热特性等效模型的实验研究

针对球床过冷水(单相)流动传热特性等效模型开展实验研究,分析各热工参数对等效模型流动传热特性的影响规律,并拟合出等效模型的阻力系数和换热系数经验关系式。实验参数范围为:雷诺数467~3350,热流密度50~150 k W/m2。实验结果表明:在本实验参数范围内,压降随表观流速的增加而增大,呈二次方关系;压降随流体进口温度的增加而减小;换热系数随热流密度和表观流速的增加而增大。     

FLiNaK熔盐高温试验回路电磁感应加热的数值模拟

FLiNaK熔盐高温试验回路中的球床实验区旨在研究FLiNaK熔盐与燃料球的换热、腐蚀特性。石墨球床实验区采用独特的中频感应加热技术加热石墨球导体,模拟球床先进高温堆(Pebble Bed Advanced HighTemperature Reactor,PB-AHTR)堆芯燃料球的释热。为了研究石墨球堆积方案对感应加热的影响,利用有限元方法对电磁感应加热进行数值模拟,获得石墨球导体的涡流损耗功率,并从涡流功率和功率分布两方面对三种石墨球堆积方案进行对比分析。结果表明:三种堆积方案的相对轴向功率分布几乎一样,每层石墨球不相切堆积方案的径向功率分布比另外两种堆积方案的径向功率分布更均匀;为了均匀加热石墨球,更好地模拟PB-AHTR堆芯燃料球释热,建议采用每层石墨球间不相切的堆积方案。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。     

熔盐冷却球床堆热通道热工水力特性数值分析

基于计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用计算程序Fluent,研究了模块化熔盐冷却球床堆(Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor,PB-AHTR)中心热通道稳态热工水力行为。利用已开发的多孔介质流固两相局域非热平衡模型计算了球床堆中的压降、冷却剂的温场分布以及固相球床的温场分布,计算并比较了不同的多孔介质阻力因子(Ergun与KTA)对通道内的冷却剂流动以及温场分布的影响,并对丧失部分冷却剂情况下通道内的冷却剂及燃料温度进行了计算分析。结果表明使用不同的阻力因子对堆芯压降计算结果和流场的分布影响较大;而冷却剂温场及固相球床温场和球心的温度分布在不同的阻力因子下的差别较小,在PB-AHTR的设计参数下堆芯产生的热量能够被有效的输出,设计具有较大的安全裕度。计算结果对于球床堆的优化设计提供了一定的参考价值。     

石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型

针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构,基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型。该模型对堆芯内固体区域的温度分布采用三维热传导方程进行模拟,对通道内熔盐温度采用一维单相流体模型进行计算。固体区域与熔盐通过熔盐通道壁面的对流换热边界建立热耦合。该模型基于平行通道压力损失相等的原则,分配堆芯内各熔盐通道的流量。通过对比RELAP5程序的计算结果,验证了模型对温度和流量分配计算的正确性。针对2 MWt 液态燃料熔盐堆的一种概念设计,分析了堆芯内三维温度分布和通道间流量分配。该模型可精确计算通道式熔盐堆堆芯内稳态温度分布和流量分配,对堆芯的热工水力学设计具有重要意义。     

球床结构对PB-FHR中子物理特性的影响研究

氟盐冷却高温球床堆（PB-FHR）中燃料球的装卸依靠浮力完成。球床结构受堆芯几何、装卸料速度、熔盐密度、熔盐流动等诸多因素的影响，其不确定性是反应堆物理设计和安全分析中重点考虑的内容。参考装卸料实验台架（PRED）的实验结果，采用蒙特卡罗程序（MCNP）完成了固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）球床堆积密度、球床底部形状、冷却剂泄漏导致的液位下降等因素对中子物理关键参数的影响分析。结果表明，堆积密度的增加（50%~64%）导致燃料球装载量的增加、有效增殖因数的增加、温度系数的增加和控制棒价值的减小；相对于平坦型球床底部结构，外锥型结构会随着锥角的增加导致反应性先增加后减小，内锥型和斜面型结构则会引入负反应性；冷却剂泄漏事故引起的堆芯冷却剂液位大幅降低会导致堆积密实并引入负反应性。      

复杂结构节流件非等温单相水阻力特性实验研究

采用理论推导和实验研究相结合的方法对非等温条件下的节流件阻力特性进行了研究.实验参数范围为:流量1.5～33 kg/h,进口温度20～70℃,压力1.8～2.4 MPa.通过研究节数、喉部直径以及温度、压力、流量和外部热源等参数对节流件阻力特性的影响,获得了计算节流件阻力的经验关系式.研究结果表明:节数、喉部直径和流量、温度等参数对节流件阻力特性的影响较大.入口温度相同时,外界热量的流入对节流件阻力影响较大,节流件进出口温升越大,阻力越小.     

TMSR-SF球床随机堆积结构的离散元模拟

中国科学院上海应用物理研究所设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experimental Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF)是一种球床型氟盐冷却高温堆,其三维球床随机堆积结构对于堆芯反应性变化和换料分区方案以及热工水力分析中的流动传热都具有重要的影响。为了研究TMSR-SF堆芯球床随机堆积规律,基于PFC3D(Particle Flow Code 3 Dimensional)程序,分别计算并分析了填充颗粒球大小、颗粒间摩擦系数以及填充颗粒球数对球床稳态堆积结构的影响。结果表明:填充直径小的颗粒球,可使球床孔隙率振荡减弱,有利于堆芯功率密度分布的展平;通过减小颗粒间摩擦系数能较好地模拟振动压实效果,压实过程中颗粒间摩擦系数与稳态堆积球床孔隙率和配位数满足负指数关系。当填充颗粒球数超过约8 000个后,球床平均孔隙率和配位数变化趋于恒定,分别稳定在0.43和5.6左右;此时颗粒球数量对球床稳态堆积结构的影响降至最低,可被用来代替满装堆时的球床用于TMSR-SF自然循环的热工水力数值分析,达到节省计算资源的目的。本研究对理解TMSR-SF堆芯球床结构特性与堆积规律具有参考价值。     

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。     

高温气冷堆模拟机的堆芯热工建模研究

为完成核电厂操纵员的培训和考试,需开展适用于高温气冷堆的模拟机研究。根据球床堆芯的特点,利用流体网络与传热网络建立了可实时计算的热工水力模型,讨论了球床中氦气沿径向的流动及换热对堆芯热工水力性能的影响。结果表明,在正常运行工况下,径向流动与换热对轴向流动的影响较小,模拟结果差别不大;而在失流不失压工况下,径向流动与换热对堆芯自然对流的形成、余热导出及整个瞬态过程的影响均较为明显,考虑径向流动与换热的仿真结果与设计软件的结果符合更好。考虑到模拟机仿真范围和逼真度的要求,在高温堆模拟机堆芯建模中需加入径向流动及换热模块。     

外围熔盐层堵塞状态下熔盐堆内部温度分布分析

出于冷却结构材料上的考虑,石墨慢化通道型熔盐堆通常在石墨反射层与反应堆容器间设置了外围熔盐层。针对2 MW液态燃料熔盐堆的概念设计,利用三维稳态热工水力学模型分析了外围熔盐层在不同堵塞情况下对反射层和合金温升造成的影响。熔盐堆内石墨慢化材料等固体区域的温度计算采用三维热传导模型,各个通道内熔盐采用一维单相流体模型描述。外围熔盐层在不同堵塞情况下分别采用一维单相流体模型和三维层流模型。计算结果表明:在外围熔盐层内总流量降低的堵塞情况下,外围熔盐层对反射层的冷却效果受到显著影响,在外围熔盐层的流量降低至堆芯额定流量0.365%时,反应堆容器的最高温度接近730°C,临近合金材料温度上的安全限值;当外围熔盐层内存在直径为4 cm的圆形局部堵塞(接近下熔盐通道半径)区域时,堵塞没有显著改变堆内的温度分布,堵塞区域的最高温度为621.74°C,未超过合金材料的安全限值。     

HTR-PM高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算

在球床式高温气冷堆堆芯内,影响石墨球摩擦磨损率的关键条件为载荷与温度。此前,中国辐射防护研究院研究了载荷对石墨球摩擦磨损性能的影响,得到了石墨球磨损率与载荷的关系。本文在此基础上进一步研究了温度对石墨球磨损率的影响,通过拟合得到了石墨球磨损率与石墨球所受载荷、温度之间的关系式,结合HTR-PM高温气冷示范堆内燃料元件所受载荷和温度的分布情况,计算得出石墨球之间摩擦产生的石墨粉尘量约为14.01 g/d(5.1 kg/a)。     

含内热源多孔介质的局部换热特性实验研究

建立了含内热源的多孔介质模型.该模型以水作为流动介质,流道内填满金属颗粒球,金属颗粒球呈正三角形排列.作为内热源的金属球内镶嵌电阻丝.在此模型的基础上,通过实验研究了流速、金属球壁面温度对含内热源多孔介质局部换热特性的影响规律.研究结果表明:压力对换热特性几乎没有影响;低热流密度下,表面热流密度对换热特性没有显著的影响;高热流密度时,换热系数随热流密度的增大而增加;冷却剂进口温度与换热系数成反比;球层区有入口效应存在,但是影响区域明显小于管内流体的流动区域;获得了幂指数形式的无量纲换热准则关联式,预测值与实验值误差在±10%以内.     

熔盐反应堆辐射效应分析

由于熔盐反应堆燃料熔盐的流动特性,堆芯内部物理过程呈现出强烈的耦合特性。基于有限元方法和离散坐标方法的耦合模拟,对熔盐反应堆内部的反应堆物理-热工水力-辐射传热过程进行了全耦合研究,着重分析了辐射效应对反应堆内部温度及流场的影响。数值模拟结果表明,虽然堆芯内部的辐射效应对于流动过程影响不大,但对反应堆内部的整体温度有明显的影响,尤其对堆芯出口位置影响明显。因此,在熔盐反应堆的设计及安全分析中,堆芯内部的辐射效应不能忽略。     

蒸汽发生器U型管倒流现象的数值模拟和实验研究

针对蒸汽发生器U型管倒流现象展开实验研究。基于实验数据,采用CFD方法对倒流进行模拟。结果表明:蒸汽发生器发生倒流后,进口腔室出现显著的温度分层,倒流现象降低了蒸汽发生器U型管的换热能力;发生倒流后,进出口腔室压降绝对值减小,正流管流速增大,流动阻力增大,倒流降低了系统的自然循环能力。