核释热实时模拟程序

为在堆外实验中实现核释热实时模拟，编制了相应的模拟控制程序，其中的反应性模拟子程序采用了点堆模型、一维均匀流模型和瞬态导热模型来模拟慢化剂温度效应和多谱勒效应。用此程序完成了降流量和升功率两项实验，实验结果表明：该程序能够满足核释热瞬态特性模拟的要求。     

核释热瞬态特性模拟初探

在利用热工水力台架进行反应堆热工水力研究时，一般采用电加热代替核释热。由于反应堆本身存在温度效应、空泡效应等内部反馈，因此用电加热代替核释热时，还应以模拟这种内部反馈。本文分析了各种内部反馈的不同影响，提出了模拟的重点，并在此基础上提出了一个模拟内部反部反馈的方法。     

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。     

新型自补偿γ量热计的刻度及测量

用电加热方式对新型自补偿γ量热计算计进行了刻度，测量了低功率反应堆的Ｋ１１孔道和７号孔道内不锈钢的γ释热率，在相同γ释热条件下，使γ释热率的测量误差由没刻度时的±８．０％减小到±１．０％。     

HRTL-5轴向空泡份额计算

基于一维两相四方程漂移流模型,并考虑加热段欠热沸腾、上升段冷凝以及上升段闪蒸的影响,采用数值模拟的方法对5 MW低温核供热堆热工模拟回路(HRTL-5)的轴向空泡分布进行模拟计算,分析HRTL-5轴向参数分布的特性及其参数效应。结果表明:1)在HRTL-5条件下,考虑欠热沸腾、冷凝、闪蒸等因素影响的计算结果更接近实际情况;2)是否考虑加热段的欠热沸腾对于加热段出口的空泡份额以及出口的状态确定有重要影响;3)冷凝过程对于闪蒸区以及自然循环驱动力的计算有一定的影响;4)闪蒸对低压低干度自然循环系统轴向空泡份额的分布有重要影响,尤其在低压情况下。     

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。     

用热功率自动校准的核功率表

本文介绍了一种创新的核功率表,即用热功率自动校准的核功率表。该表允许自动校准的核功率偏差为±30%额定功率值,校准后的核功率信号与热功率信号的偏差小于1%这完全满足了核反应堆校准核功率偏差的要求和核反应堆控制与保护系统对核功率信号的要求,首次较好地解决了长期存在的反应堆核功率信号的准确性与快速响应之矛盾。     

摇摆运动下单相自然循环核热耦合特性研究

采用考虑6组缓发中子的点堆中子动力学模型,开发了核反馈模拟模块,并将之与摇摆条件下单相自然循环热工水力计算模型进行合并,基于Matlab软件编制了相应的计算程序,实现了摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算。计算结果表明：摇摆条件下,与不考虑核反馈相比,考虑核反馈后核热耦合效应使系统流量降低,系统功率产生波动;系统功率的平均值随摇摆频率及振幅的增大而降低,而系统功率的振幅则随摇摆周期及振幅的增大而增大。核热耦合效应使燃料元件温度的波动振幅减小,起到了抑制燃料温度波动的作用。     

HTS熔盐高温试验回路电磁感应加热的球床内热源数值分析与验证

HTS(Heat Transfer Salt)熔盐高温试验回路中球床传热实验装置旨在研究熔盐与燃料球的传热特性，其中的石墨球床区域采用中频感应加热提供内部热源，模拟燃料球在堆芯内的释热。为了得到更好的加热效果，采用有限元方法对实验装置的电磁感应加热进行了数值模拟，通过分析实验装置不同石墨球数量和线圈参数情况下涡流功率的分布，得到不同设计参数对电磁感应加热性能的影响规律，并与实验结果进行了对比。模拟结果表明，线圈边缘附近的石墨球涡流功率明显偏小，加热器感应线圈导线截面积为40 mm2、绕制匝数为31匝时加热效果可以满足实验需求，当前实验金属密封结构与线圈的距离较近容易产生涡流功率，造成功率损失。与实验数据对比分析表明，在考虑实验中装置漏热的情况下，数值模拟能够较好地预测实验工况内的结果，并对当前实验装置的优化提出了意见。研究结果为使用电磁感应加热相关的实验研究提供了设计参考。     

湍流模型对瞬态流固耦合换热数值模拟影响分析

采用ANSYS Fluent程序建立了固体加热功率指数增长的气体冷却模型,分析了瞬态过程中的流动传热特性,通过数值模拟结果与3组实验数据进行对比,研究了标准k-ε模型、标准k-ω模型、过渡SST模型和RSM模型4种典型湍流模型对瞬态过程中流固耦合换热数值模拟结果的影响。通过分析发现：热负载指数提升过程中,热功率一部分用于对流换热,而另一部分仍留在固体内,且热功率提升速率越高,对流换热的占比越低;采用不同湍流模型模拟出的等效表面热流密度均低于实验值,且采用ε类湍流模型的模拟结果与实验数据更接近。     

低衰变功率乏燃料棒喷淋冷却实验研究

本文基于超设计基准事故,建立1套乏燃料水池喷淋冷却实验装置,选用5×5电加热棒束模拟局部乏燃料组件,分析当乏燃料水池池水完全排空状况下,维持乏燃料包壳温度在300℃时所需的最小喷淋流量密度以及周围棒束对单棒的影响效果,并开展了低衰变功率下的喷淋冷却实验。结果表明:单棒加热功率小于25 W的加热棒束无需额外冷却操作,仍处于安全状态。分别采用流量密度2.393、2.950、3.876(m~3/h)/m~2进行喷淋冷却,可使单棒加热功率为100、125、150 W的加热棒束最高温度稳定在300℃左右。目标棒外围第1、2层棒束对其温度影响较大,第3层及其以外的加热棒束对目标棒的影响较弱。     

电加热元件的结构和热物性对瞬态热工水力实验的影响

在热工水力实验中普遍使用电加热元件替代核燃料元件。然而 ,由于两者在结构以及材料热物性等方面存在差异 ,在稳态时核燃料元件与电加热元件的温度分布和储能不同 ,而在瞬态过程中两者热工水力响应不同。针对这一情况 ,首先分析了电加热元件与核燃料元件结构和热物性不同对实验的影响 ,然后介绍了减少这种差别的一种可行方法———功率控制法 ,同时指出了该方法的局限性     

超临界水实验回路热工水力分析

作为超临界水堆失水事故分析的关键现象,跨临界过程(即超临界水堆的压力从超临界状态降到次临界状态22.1 MPa以下)受到国内外的关注。上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(SWAMUP)计划对这一泄压过程进行实验研究。为确保该实验装置在实验过程中的安全性能,采用系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行预计算分析,主要针对该系统在泄压跨临界过程中的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、加热棒壁面温度等展开计算,并讨论一些重要参数如泄压速度、加热棒加热功率等对计算结果的影响。计算结果表明,修改后的ATHLET-SC程序可模拟跨临界瞬态过程,在实验过程中,加热棒壁面温度不会超过设计上限温度,然而,回路中换热器的内外最高压差将会达6 MPa,这一点需在实验中特别考虑。     

模拟燃料棒通电加热的可视化实验研究

长直棒束是一种结构简单的电加热模拟燃料棒组件。在通电条件下,各单棒间将产生一定的相吸相斥效应。为保证这种加热组件使用的安全性,本实验利用高速摄像机对由9棒束中各棒通电加热后产生的相吸相斥现象进行研究。可视化实验研究结果表明,棒束通入直流电压后将产生一定程度的偏移。通过高速摄像机的逐频播放,观察到当通电电压增加到85V、通电电流为450A时,棒与棒间最大偏移距离约为1mm,且各单棒在通入直流电后的相吸相斥效应随直流电流的大小和通电方向变化而变化。棒束通入交流电后也产生相吸相斥效应,但其产生的效果没有通入直流电后产生的明显。     

3D finite element analysis of a nuclear fuel rod with gap elements between the pellet and the cladding

Nuclear fuel rods which comprises an important component of a nuclear power plant are composed of nuclear fuel and cladding. Simulating the nuclear fuel rod using a computer program is the universal method to verify its safety. The computer program used for this is called the fuel performance code. The main objective of this study is to simulate the nuclear fuel rod behavior considering the gap conductance using three-dimensional gap elements. Gap elements are used because, unlike other methods, this approach does not require special methods or other variables such as the Lagrange multiplier. In this work, a nuclear fuel rod has been simulated and the results are compared with the experimental results.     

燃料组件导向管冷壁效应对CHF影响试验研究

燃料组件临界热流密度（CHF）性能是压水堆堆芯热工水力设计和安全分析的基础,对反应堆的安全运行至关重要。本文采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元两组CHF试验数据开发了具有针对性的CHF关系式并对比研究了导向管冷壁对CHF的影响,获得了导向管冷壁效应因子。研究结果表明,针对轴向功率非均匀加热,在边界条件一致的情况下导向管的存在不会降低棒束的平均功率,但会导致烧毁点的位置发生变化并使得CHF降低,导向管冷壁效应因子约为8%。     

Control rod position measurement by two-electrode capacitance sensor in nuclear heating reactor

ABSTRACT

This study employed a new method for measuring the ungrounded/grounded control rod position. In this connection, a sensor system based on the two-electrode capacitance is applied to measure the rod position in NHR. The application of the capacitance sensor is extensively developed with measuring insulating objects. However, the capacitance sensors measuring for ungrounded/grounded control rod position are seldom studied earlier. In addition, the proposed model was set up with ungrounded/grounded control rod for the two-electrode sensor. According to the different electric properties of ungrounded and grounded control rod, this apparatus determines the control rod position using an interface electronics method and two-electrode capacitance sensor. The subsequent experiment and calibration analyses on the data indicate the high reliability and accuracy of the apparatus for monitoring rod position. It is demonstrated that such a system can be applied to automatic real-time monitoring of control rod positon in nuclear heating reactor.     

3×3棒束通道内蒸汽对流换热特性数值分析

采用计算流体力学（CFD）方法,建立3×3棒束模拟体的数值模型,进行蒸汽冷却条件下的对流传热特性分析。结果表明:棒束通道内周向的壁面热流密度不均匀性明显,体现出流固耦合方法相比于均匀热流方法对传热细节模拟的优越性。蒸汽速度场、温度场、热流密度、换热系数等热工参数分布规律受入口效应、壁面效应、热源分布、物性参数等因素影响。压力的升高及氢气的加入均能提升通道内的换热性能。加热段换热系数沿程变化趋势与文献[13]中Deissier的趋势一致,CFD的换热系数结果与WCOBRA/TRAC程序中的关系式吻合较好。本文模拟方法可行,其结果可为后续的实验模拟体设计提供技术支持。      

棒束定位格架两相CFD模拟方法研究

考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游较远处,空泡份额分布由较大直径气泡起主导作用。考虑空气-水两相流量、几何条件和压力对气泡直径的影响,本文提出针对棒束定位格架的数值模拟气泡最大直径设置关系式,并对模型选取和模拟方法给出建议。计算表明空泡份额分布曲线形状与峰值均和实验符合较好,该模拟方法能合理预测复杂通道两相数值分布。