乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性数值分析

利用三维流场计算程序PHOENICS 3 2研究了水平布置干式乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性 ,将计算结果与文献的实验数据及计算结果进行了对比分析 ,符合较好。采用同样的布置方式及 2 0 0MW低温供热堆燃料组件的结构及余热功率参数 ,分别采用氮气及水作为工质进行了计算 ,以研究乏燃料贮存罐应用于低温供热堆的可能性。从计算结果中还发现水作为工质的换热效率比氮气高     

QM-400 CFD自然对流模型研究及验证

秦山第三核电厂乏燃料干式贮存模块QM-400是我国第一座投入商业运行的干式贮存设施,模块内的热量交换主要包括自然对流、热传导、耦合传热和辐射换热等。本文精确计算了典型环境温度下每个燃料篮的衰变热,运用商用计算流体动力学（CFD）软件FLUENT 14.0开展了网格敏感性分析,并建立了QM-400存储模块的自然对流CFD分析模型。结果表明,模块顶面、侧面以及贮存筒表面压力和温度分布符合自然对流规律,计算的测点温度与现场的实测温度符合良好,测点温度随环境温度的变化趋势也与实测趋势符合良好,证明了建立的CFD自然对流计算方法的正确性。本文结果为后续采用CFD方法进行取消绝热板后的温度场计算奠定了基础。     

基于辐射-对流-传导热流固耦合模型的乏燃料贮运容器传热特性与优化研究

基于辐射-对流-传导的热流固耦合计算流体动力学（CFD）模型,对比不同放置状态、环境温度、容器内部填充介质和有无环形翅片情况下,各部件最高温度、自然对流流速、外表面辐射及对流功率的变化。结果表明,水平放置有利于强化环形翅片的对流传热;环境温度每升高10℃,燃料包壳温度增加6.5℃,外壁面温度增加8.3℃;燃料篮内部填充物由中子吸收板或铝块更换为氦气后,容器整体导热性能明显降低,容器内部温度升高,但容器壁面温度基本不变;如不考虑太阳暴晒,环形翅片可增加对流传热,使得容器整体温度降低;如考虑太阳暴晒,环形翅片会增加太阳暴晒能量的吸收,使容器整体温度反而比光滑壁面容器高;基于代数分析法和漫灰表面模型对CFD辐射模型进行验证,CFD辐射功率和公式法计算结果基本一致。      

自然对流条件下PRHEHX传热特性数值研究

采用计算流体动力学(CFD)方法对AP1000非能动余热排出热交换器(PRHEHX)进行数值模拟,研究其流动与传热特性。对C型传热管束区采用多孔介质模型处理,同时考虑传热管内一次侧流体到管外二次侧流体耦合换热。通过计算获得不同时刻安全壳内置换料水箱(IRWST)内的温度场和流场分布以及传热管内流体温度沿流动距离的变化特性等参数。     

转运通道中燃料组件自然对流传热特性试验研究

针对燃料组件滞留转运通道期间的自然循环传热过程开展了试验研究。获得了承载器顶角区域加热棒的试验数据,并拟合出传热经验关系式。计算结果与试验结果比较表明,该关系式能较好地计算顶角区域加热棒顶部局部努塞尔数Nu。并通过试验数据证实了在相同的燃料棒热流密度和承载器进口水温条件下,最靠近承载器顶角位置的1号棒的传热能力最差,壁温最高。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

有热管冷却的乏燃料池自然对流换热特性分析

将分离式热管作为长期非能动冷却系统应用CAP1400乏燃料池,分离式热管的蒸发端布置在乏燃料池四周。本文运用数值模拟方法对具有热管冷却的乏燃料池内温度场和流场特性进行数值分析,并研究布置在池内的各排蒸发管管外对流换热强度。研究表明：当能动型冷却系统停止工作后,仅靠该非能动冷却系统可成功带走池内衰变热并保证池内不沸腾;内排蒸发管束外侧的对流换热系数高于外排蒸发管束,可达到外排管束的1.05倍,蒸发管上、下端的对流换热系数较大,中间段对流换热系数最小。研究结果对分离式热管运用于乏燃料池具有一定参考意义。     

壁面辐射对具有内置翅片的封闭腔内湍流自然对流传热特性影响

为研究有内置翅片的封闭腔内壁面发射率(ε)对腔内湍流自然对流传热特性的影响,采用RNG k-ε湍流模型对流体为空气、高宽比为1的封闭腔内的温度场、流场、壁面传热能力进行数值分析。结果表明:内置翅片与壁面辐射的综合效应使得竖向热边界层和速度边界层厚度均增大,腔体顶部及底部区域水平速度产生了一定波动。考虑壁面辐射时,双翅片结构对热壁面局部传热能力的影响趋势与单翅片结构类似;ε为0.3、0.6、0.9时,单翅片对热壁面平均努塞尔数(Nu)分别提高39.95%、88.55%和144.97%,双翅片对热壁面平均Nu分别提高41.09%、87.32%和141.23%;ε过大对双翅片结构的封闭腔内对流散热反而不利。     

大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。     

球床模块堆停堆后自然对流传热特性数值研究

对冷却流体在球床模块堆内燃料颗粒填充区域中的流动和传热过程进行了研究.数值模拟突然停堆后燃料颗粒区在温差作用下的自然对流过程,分析了瑞利数Ra对燃料填充区域内流场、温度场和局部努塞尔数Nu以及壁面摩擦阻力系数的影响.计算结果表明:当球床模块堆突然停堆时燃料填充区域可形成加热壁面流体上升流动、冷却壁面下降流动的自然循环流动;随着Ra数增大,回流中心向上移动;沿轴向壁面局部Nusselt数和摩擦阻力系数存在极值,并且极值点随Ra数增大而向上移动;与氮气相比,氦气作为冷却介质停堆后具有更均匀的堆芯轴向温度分布.     

基于自然对流的控制棒驱动机构温场研究

在新一代反应堆控制棒驱动机构耐温等级提升后,为分析取消控制棒驱动机构强制通风系统是否可行,建立了基于单台控制棒驱动机构流场的计算模型,合理确定了求解方法和边界条件,并通过与试验结果进行拟合,进行了控制棒驱动机构群全尺寸模型的温场和速度场计算,得到基于自然对流的控制棒驱动机构温场效应。研究结果表明,通过自然对流可以将控制棒驱动机构运行产生的热量完全带出堆坑,不存在堆坑窝热情况,并且随着控制棒驱动机构群总输出功率的增加,堆顶区域的自然循环强度也增加,可以达到冷却控制棒驱动机构的效果。因此,耐温等级提升后的控制棒驱动机构可以取消强制通风。     

高温氧化挥发法——一种先进乏燃料后处理的首端工艺技术

高温氧化挥发处理技术是乏燃料后处理的干法首端过程,其目的是在乏燃料后处理分离工艺前实现包壳与燃料芯块分离,燃料氧化和裂变产物3 H、85 Kr/Xe、14 C、129I、Cs的去除。此过程既有利于乏燃料元件的溶解,又有利于在乏燃料元件进入溶解工艺之前实现氚碘等裂变元素去除,是实现整个乏燃料后处理流程过程废液最小化和氚碘等裂变产物集中管理的最有效方法之一。本文针对氧化挥发技术在乏燃料后处理首端中的应用特点以及氧化温度、气氛等关键影响因素进行了综合分析和阐述。     

Prospective Power-Reactor Fuel Cycles Based on Water-Free Reprocessing of Spent Fuel

A pyroelectrochemical process for reprocessing spent fuel and fabricating granular oxides UO₂, PuO₂ or (U, Pu)O₂ from chloride melts has been developed at the Scientific-Research Institute of Nuclear Reactors for a prospective nuclear fuel cycle. The basic equipment has been developed. The basic results of a comprehensive study of fuel elements with vibrationally compacted (U, Pu)O₂ fuel for fast reactors are presented. The performance of the reactors remains high up to 30% burnup in standard BOR-60 reactor fuel assemblies and 32% burnup in experimental fuel elements. An assessment is made of the effectiveness of the pyroelectrochemical methods and vibrational compaction technology for plutonium utilization.     

Physics Based Model on Light Water Reactor Vessel Irradiation Embrittlement Prediction

<正>Light water reactor vessel would undergo performance degradation within longtime normal operation,which generally referring to embrittlement,the main cause world-widely believed as neutron enhanced or induced evolution of microstructure features,such as copper rich precipitation(CRP)or clusters,matrix damages(MD),as well as solute atom(mainly P)segregation on     

基于多表面封闭系统网络法的钠冷快堆乏燃料组件内部传热数值分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中,散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布,特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值,本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型,以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比,验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较,证明了程序更具有保守性。另外,比较了均匀与非均匀加热两种情况下的温度分布,分析了加热功率、表面发射率对温度的影响。     

Material Properties of a Natural UF6 Transport Cylinder Vessel at High Temperature

Abstract

The IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material are to be revised in 1996 and the fire test (800°C for 30 min) could become a requirement for the natural UF₆ transport cylinder. ASME SA 516 carbon steel is used as the structural material for this type of cylinder. It is very important to obtain high temperature data for SA 516 steel to be able to evaluate the integrity of the UF₆ transport cylinder vessel in the fire test. CRIEPI has therefore conducted material tests on SA 516 at high temperatures. The AC₁ and AC₃ transformation points of actual SA 516 steels have been measured. Tensile tests up to 900°C were conducted using USA, French and Japanese manufactured materials and the influence of phase transformation assessed. Preliminary creep tests show that assessment by creep strength can give a more conservative estimation than using the tensile strength. Creep deformation equations have been obtained using uniaxial creep tests and internal pressure creep tests. In addition, by the use of internal pressure creep rupture tests, the relation between the circumferential stress, the test temperature and the rupture time has been obtained.     

Numerical Prediction of Radiation Heat Transfer in Spent Fuel Assembly Based on Network Method for Multi-surface Enclosure

Spent fuel assemblies in sodium-cooled fast reactor will be exposed in gas environment during transport process, leading to the worse heat transfer performance distinctly. For purpose of predicting the temperature distribution of spent fuel assemblies in gas environment, especially preventing the highest temperature of cladding exceeding the design limits, a numerical model was established based on network method for multi-surface enclosure, and a code intended for numerical analysis was developed based on this model. Reliability of the code was verified due to the comparison with experimental data of 37-rod simulated assembly. The code was confirmed to be more conservative than the Manteufel-Todreas correlation while comparing the predicting result of both. In addition, the temperature distributions under uniform-heating condition and nonuniform-heating condition were compared, and the influences of heating power and surface emissivity on temperature were analyzed.