高温堆二维堆芯双区球流运动实验

根据相似准则的原理建立高温气冷堆二维堆芯的球流运动试验系统,开展高温气冷堆中球流运动规律的研究。从实验的角度研究了与高温气冷堆堆芯物理和结构设计密切相关的问题。实验结果表明:球流运动在微观上具有随机性和阵发性,但在宏观上具有确定性和稳定性;本实验条件下,可以形成稳定的双区图像;双区的大小随加球比例的变化成规律性变化;不同加球比例下均可得到稳定的双区,稳定时卸料口的黑白球比例与加料口相同。     

二维双区球流运动唯象学方法实验研究

基于唯象学方法的4种基本形式开展球流实验研究,以根据相似准则的原理建立的高温气冷堆二维堆芯的球流运动实验系统为模拟对象,对球流运动进行实验模拟。结果表明：球流实验采用循环加球方式更能反映实际反应堆的情况;球流运动具有从下向上、从中间向两侧传播的特性,中心区快于环形区,整体不表现出层流特性;在中心区和环形区间存在着交混区域;在球床底部角落存在明显的运动缓慢区域。     

高温气冷实验堆堆芯出口热气联箱混合性能对比试验

１０ＭＷ高温气冷实验堆堆芯出口冷却剂温度径向分布很不均匀，若不使之均匀化，将造成蒸汽发生器件部上过大的热应力，设置在堆底反射层中的堆芯出口热气联箱的作用之一是使冷却剂氦气在其中得到充分的热混合。     

二维双区球流运动唯象方法的数值模拟

为研究燃料球和慢化球呈双区分布的球床式高温气冷堆球流运动的规律,以二维双区球流运动实验台架为参照,采用离散单元法(DEM)进行数值模拟。从唯象的角度对模拟结果进行分析,研究了双区分布的形成过程、中心区、交混区与滞留区以及速度分布等问题。模拟结果表明：在当前模拟条件下,可形成稳定的中心区,中心区与环形区之间存在交混区,且存在滞留区。本体内越靠近底部卸料口,竖直方向速度分布越不均匀,水平方向的扩散越来越大。     

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)。     

高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究

高温气冷堆是国际核能届公认的第4代反应堆6种堆型之一,也是我国科技重大专项支持研发的新堆型,其石墨堆芯支承结构是散体结构,在地震载荷作用下的结构动力学响应和连续体结构有较大不同,表现出强烈的非线性和离散性。在已经开展的抗震研究基础上,设计并开展了HTR-PM石墨堆芯支承结构1∶4整体模型抗震试验研究,分析了抗震试验过程中测得的动态特性数据,与模型试验结果进行了对比,得到了模型的加速度和位移变化规律：模型的加速度随着模型高度增加而增大;石墨砖的位置越高,其响应振幅越大。由结构的各种动态响应特性及其分布规律可得,高温气冷堆堆芯支承结构设计能够满足抗震设计要求。     

热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW（热功率）热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效,结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应,进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。     

标志球法1m和2m本体二维球流运动特性分析与比较

为研究球床高度对球流运动特性的影响,根据相似准则的原理建立高温气冷堆二维堆芯的球流运动试验系统,利用标志球的实验方法对球流运动规律进行研究。对1 m和2 m本体球流运动的均值流线、内部流场、标志球的平均滞留时间,以及交混区的球流的分布特征和分布区域等进行比较分析。结果表明:二维流动均值流线是光滑对称的流线型,球床边缘和中心的流动相差很大,球床下部的流动不均匀性比上部不均匀性大;增大装球高度球流可以达到更大的分散程度。验证交混区球的高斯分布;标志球的运动区域具有两头小中间大的特点;2 m本体的球床下部的流动均匀性优于1 m本体。     

高温气冷堆UO_2燃料芯核振动分选设备

介绍了高温气冷堆UO2燃料芯核振动分选设备的结构,并对设备的工作原理进行了分析,同时指出了影响分选效果的几个因素。设备运行结果表明:分选设备性能达到了预期设计要求。     

高温气冷堆蒸汽发生器用高温合金的述评

本文按蒸汽发生器对材质的要求,根据合金的化学成分、组织和性能,对国内外试验的高温合金进行了评述.认为反应堆出口温度为750℃时,可选 Incoloy 800H 合金。如果选 GH181合金,不仅可显著提高蒸汽发生器的使用寿命,而且当出口温度提高到1000℃时,仍可继续使用。     

二维双区球流运动唯象方法的参数分析

为了研究摩擦系数和底部倾角对双区球流的运动影响,参照二维堆芯球流运动实验台架,采用离散单元法对双区球流运动进行数值模拟,并从唯象的角度对不同摩擦系数和底部倾角下双区的分布、中心区/交混区及滞留区等问题进行分析。结果表明:随着摩擦系数增大,球流动更加均匀,滞留区在一定范围内随之增大,交混区域有所减小。底部倾角越大,流动越均匀,滞留区和缓慢流动的区域越小。     

熔盐球床堆径向流堆芯的热工水力分析

核热泉(NHS)堆是一种新型熔盐球床概念设计堆,其冷却剂径向流过堆芯,具有满功率自然循环特性。基于多孔介质局部非热平衡模型,利用计算流体力学(CFD)通用软件Fluent计算核热泉堆径向流堆芯的热工水力特性,并比较了不同的内、外孔板开孔率的影响。结果表明,内孔板开孔率对冷却剂流量分布影响较大;燃料中心温度具有相当的安全裕量,冷却剂横向流过堆芯的阻力远低于浮升力,能够实现全回路的自然循环。     

球床堆内冷却剂流动与传热特性的CFD研究

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,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,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究.计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和压力分布,分析了其对堆芯安全的影响.     

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量--原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°~34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10^-9s^-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。     

球床氟盐冷却高温堆堆芯热工水力模拟

本文对球床氟盐冷却高温堆堆芯热工流体现象进行了研究。采用计算流体动力学(CFD)方法进行了三维建模和计算,得到了燃料元件球表面温度分布和堆芯冷却剂速度场、温度场和压力的分布,验证了稳态工况下氟盐对堆芯的冷却能力,分析了氟盐的特殊热工流体力学性质对堆芯安全的影响,结果可用于球床氟盐冷却高温堆的初步设计。     

球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

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。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

CEFR堆芯围桶开孔处温度场及流场分析

应用CFX对堆芯围桶开孔处温度场及流场进行模拟计算并对结果进行分析。利用模型Ⅰ、Ⅱ分别计算得到堆芯围桶开孔处的温度场及流场,并得到在正常工况下堆芯围桶开孔处钠的流动方向。计算验证了事故余热排出系统（CAPX）水台架的试验结果,为CEFR堆芯围桶开孔的安全分析打下基础。