承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究

压力容器直接注入（DVI）接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器（RPV）结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型,并进行了验证分析;然后研究了蓄压安注箱（ACC）和堆芯补水箱（CMT）安注时RPV筒体和DVI接管热工水力特性;最后分析了热冲击下RPV筒体和DVI接管连接高应力区的温度分布、等效应力和等效塑性应变分布特性。研究结果表明,ACC安注阶段RPV筒体和DVI接管连接区存在较大的温度梯度和等效应力,且发生了局部塑性变形。若发生承压热冲击事件,应控制好DVI接管连接区温差,确保反应堆压力容器的结构完整性。本文开发的热冲击下热流固耦合数值计算模型和计算方法可用于核岛内DVI接管与RPV筒体的安全性评价,也可用于类似承压结构在热冲击下的动态应力特性分析。      

承压热冲击下反应堆压力容器中流体的瞬态混合特性

热冲击下,反应堆压力容器中的热工水力特性是一个与反应堆安全密切相关的课题。本文在1/10的模型体上进行了高温高压下安全注水时流体的瞬态混合特性实验,得到了在有回路流动和无回路流动时以及不同的环腔流体温度下的混合特征。结果表明,环腔无流动时,随着安全注水流速的提高,混合函数下降得更快,幅度更大;环路有流动时,混合函数变化缓慢：当环腔内的流体温度达到一定的数值后,压力容器部分区域的混合函数发生明显变化。     

基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究

吸气式反应堆具有大比冲、高功率密度的优良特点,在未来空天推进领域具有广阔的应用前景.该反应堆在正常运行条件下需要完成各类功率快速响应的瞬态工况,并在极短时间内完成启停堆过程,采用传统的数值方法研究其瞬态三维核热耦合特性存在较大的困难.本文基于开源OpenFOAM平台,开发了三维瞬态核热耦合求解程序,提出了新型流固热耦合...     

瞬态工况下压水堆稳压器波动管热分层现象数值模拟

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表明:同一截面内高温层流体和低温层流体的升温方式不同;不同截面位置的管内流动温度分布特性差别较大,但均呈现分层流体温差先增大后减小的趋势。计算结果可为后续波动管热应力分析及寿命评价提供一定基础。     

掺杂石墨在高能激光束和电子束作用下的热冲击行为

石墨被广泛用于当今的托卡马克装置中 ,作为真空室第一壁和偏滤器靶板的保护材料 ,也是未来聚变堆的一种候选面对等离子体材料。其抗化学溅射性能和抗热冲击性能受到广泛关注。用高能激光束和电子束轰击实验材料 ,模拟聚变堆面对等离子体材料在等离子体破裂时的工作状态 ,考察了 4种掺杂石墨材料在热冲击下的热腐蚀规律。实验结果表明 ,石墨掺杂能有效降低材料的烧蚀率。当激光单脉冲能量密度为 491 5KJ m2 时 ,冲击频率 1 0Hz,持续辐照 3 0秒后 ,几种掺杂石墨的失重率不超过2 1 3 6mg cm2 ,表现出了比纯石墨更优良的抗热冲击性能。     

承压热冲击下压水堆压力容器壁面换热特性的数值模拟研究

为了研究压水堆因安注冷水直接注入反应堆压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题，基于1∶10比例模型，应用计算流体力学商用软件FLUENT5．4进行了紊流流动换热的数值模拟分析，同时进行了常压传热实验研究。针对下降环腔折算流速0．5m/s，安注流速10m/s的典型工况，研究了压力容器下降环腔的壁面换热特性。通过分析下降环腔内的流动及混合特性，从流动机理上解释了压力容器内壁上准重接触点附近换热强烈的现象，并指出壁面换热强弱与近壁流体紊流脉动动能密切相关，为热冲击分析提供参考。     

基于格子Boltzmann方法的反应堆核-热-流耦合模拟

反应堆堆芯内部存在多种不同物理场之间的相互作用和反馈,对其准确模拟需要考虑这些物理过程之间的耦合。为了降低堆芯核 热 流耦合模拟的实现难度,消除不同物理场之间的外部插值过程,本文构建了核 热 流耦合模拟的格子Boltzmann方法（LBM）,将中子输运（包括SN方程、SP3方程以及扩散方程）、考虑燃料流动效应的缓发中子先驱核守恒方程以及流动传热方程统一到相似的LBM格式下,采用统一的LBM碰撞 迁移过程进行求解,有效降低了堆芯多物理耦合模拟的实现难度。计算结果表明：本文建立的核 热 流耦合LBM模型对不同雷诺数下的流动效应均能准确模拟,同时温度反馈在高温熔盐堆低速流动条件下有较为明显的影响,不能忽略;提高堆芯熔盐流速能够有效地展平功率及温度分布。     

基于非结构网格输运模型的核-热耦合程序的开发与验证

反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况,本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程;热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性,堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比,验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证,并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明：MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好,能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。     

基于流热固耦合的核电蒸汽发生器传热管热应力数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对一、二回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。计算结果表明：二回路出口质量含汽率为24.5%,冷却剂出口温度为296.2 ℃,均与大亚湾蒸汽发生器实际运行参数相符;传热管热应力与其壁面温差分布一致,且沿壁厚方向先减小后增大,并存在中性层,传热管最大热应力为54.5 MPa。研究结果为蒸汽发生器的优化设计及安全运行提供了一定的理论支撑。     

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换（FFT）方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。     

承压热冲击下AP1000压力容器直接安注瞬态数值模拟研究

基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时自动减压系统(ADS)动作、蓄压安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常规余热排出系统运行等4种工况下反应堆压力容器(RPV)环腔内流动传热状态进行瞬态数值模拟,研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性。结果表明:4种工况下直接安注(DVI)接管管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈,冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大,且DVI接管管嘴局部区域将发生较大的温度变化。     

承压热冲击对核压力容器强度的影响

主要研究核压力容器承压热冲击（PTS）的瞬态过程,对热应力和机械应力产生的耦合效应进行分析,评价承压热冲击事件对容器强度的影响。利用有限元方法,建立合理的三维计算模型,模拟核压力容器进出口水管附近的承压热冲击的过程和特性。承压热冲击的历程大体在几百秒量级。热冲击产生的应力大压力变化产生的应力,最大应力出现在接管和容器的接口附近,在这些区域产生局部塑性区。     

核2级气动薄膜单座调节阀流场数值模拟

运用计算流体力学(CFD)方法对核2级气动薄膜单座调节阀多开度下的稳态和瞬态流场进行了数值模拟。额定工况下稳态数值模拟结果表明,阀座缩口和阀芯表面涡量很大,导致阀芯头部受到较大的流动冲击,且阀芯锥面压力分布不均匀,可见阀芯为薄弱环节,在设计中应着重考虑。在稳态计算的基础上,对100%和40%开度的流场进行瞬态数值模拟,计算得出流道中涡量最大位置(缩口和阀芯表面)的压力脉动主要频率与阀门结构的前几阶振频存在一定差别,不易引起结构共振。     

船用核动力二回路热力系统动态仿真

基于船用核动力装置运行安全分析,建立了二回路系统两相流通用仿真软件模型,实现了人工干预条件下复杂两相流流体网络系统的动态特性实时仿真,拓展了目前核动力装置通用安全分析程序的研究范围.以二回路快速降负荷为例,对仿真模型的性能进行了验证.结果表明:该软件模型能准确反映船用二回路系统的动态特性,可用于事故处置规程和控制系统功能的验证.该模型也可用于核电站饱和蒸汽系统仿真软件的开发.     

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。     

Thermal Shock Simulation Analysis of Gaseous Tritium Light Source

正Gaseous tritium light source in addition to ensuring its external dimensions,luminous brightness and other application indicators to meet the requirements,but also according to the actual use and industry standards to assess the tritium light source may experience different environments,including external pressure,shock,     

管束间多维两相瞬态流动数值模拟

提出一种用于管束间多维两相瞬态流动问题的两流体计算模型及方法。通过引入多孔介质和分布阻力的概念建立拟连续介质的两流体N-S方程,并在多维交错网格上采用全隐格式离散方程,应用强隐式算法(SIP)求解代数方程组。为验证该算法,对釜式再沸器实验进行数值模拟,计算结果与实验值符合较好,表明该算法在数值上可以克服两相不稳定性,适用于模拟管束间多维两相瞬态流动。