高温多效蒸馏及在核能海水淡化方面的应用

作为安全和清洁的能源,核能大规模应用于海水淡化可以从能源和水安全两个方面有效缓解我国当前面临的严峻形势。清华大学目前正在研究与低温核供热堆耦合的多效蒸发海水淡化技术。作为选择方案之一,高温多效蒸馏海水淡化所需蒸汽参数恰好与核供热堆提供的蒸汽参数一致。因而清华大学在高温多效蒸馏海水淡化研究领域开展了实验和理论研究工作。本文介绍了高温多效蒸馏海水淡化技术的特点,发展情况及目前清华大学开展的有关实验研究的进展。     

控制棒可移动线圈电磁驱动机构极限承载能力实验研究

在清华大学核能与新能源技术研究院的反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构实验台架上进行了反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构极限承载能力实验.实验表明,静态极限载荷值随电流增大而呈线性增长;电流为5A时,极限载荷值最大为2276N;热态时,线圈极限载荷有明显下降,下降幅度为12%.动态极限推力随电流增长呈线性增长趋势,并且与运行速度有关.     

超临界CO2在螺旋管中的流动换热特性研究

超临界蒸发器应用到核电中,可大幅提高机组的热效率。超临界压力流体的热物性在准临界温度附近变化非常剧烈,会对其流动和换热产生很大的影响。研究超临界压力流体在螺旋管内的流动和换热规律,有利于对超临界螺旋管蒸发器的设计。本文采用RNG k-ε和SST k-ω模型对超临界CO₂在螺旋管中的流动换热情况进行了数值模拟,发现SST k-ω模型模拟结果与实验结果符合得更好。基于此模型,分析了不同进口质量流速及不同热流密度对管壁温和换热系数的影响,发现随着质量流速的减小、热流密度的增加,峰值向远离h_pc的一侧偏移。最后讨论并分析了周向壁温和换热系数的分布情况,发现壁温在φ＝315°处最高,需在实验操作或实际运行中加以监控,以保障螺旋管蒸发器的安全运行。     

自然循环中冷凝液滴自由表面识别的改进

自然循环过冷沸腾过程是第3代核电站非能动安全性的基础,该过程中冷凝液滴的传热计算对核电站的安全性具有重要意义。本研究采用移动粒子半隐式（MPS）方法对该过程进行模拟。为了对该过程中冷凝液滴传热传质界面的识别进行改进和优化,提出一种基于全局扫描的自由表面识别方案,将该方案以及其他3种典型的自由表面识别方案应用于冷凝液滴撞击液面问题。结果表明：采用粒子数密度法的自由表面识别方案、采用法向量扫描的自由表面识别方案和采用弧度法的自由表面识别方案皆因其方法本身的缺陷而无法精确地对液滴自由表面进行识别;而采用全局扫描的自由表面识别方案,能克服上述方法的缺陷,准确地对自由表面粒子进行识别,且其求解得到的压力场与物理实际最为接近。这种新型的基于全局扫描的自由表面识别方案为今后计算冷凝液滴交界面处传热传质问题打下了良好的基础。     

二维球流运动摩擦系数影响的数值模拟

为研究摩擦系数对球流运动的影响,参照二维堆芯球流运动实验台架,采用离散单元法对球流运动进行了数值模拟,并对从标记点产生的球流区域的均值流线、标准方差和平均停留时间等进行了比较和分析。结果表明：球的摩擦系数对球流流场影响不大;球的摩擦系数越大,水平方向扩散越小,流动越均匀;壁面摩擦系数对水平方向扩散影响不大;壁面摩擦系数越大,流动越不均匀。     

自然循环静态流动不稳定研究

研究了发生静态流量漂移时自然循环系统中流量和加热段进出口温度的变化规律及静态流漂移过程中发生的动态流量振荡现象。研究结果表明：在发生静肪流量漂移时,系统循环流量下降,、加热段的进口温度下降而出口温度上升;当静态流量漂移一段时间后,伴随着静态流量漂移,系统内同时发生动态流量振荡。在对现象描述的基础上,阐述了静态流量漂移发生的机理。     

一体化小型自然循环反应堆流动非对称性机理分析

为研究一体化小型自然循环反应堆稳态条件下的流动非对称性机理,通过总结当前国际自然循环反应堆的主要设计特征,建立了自然循环典型三维分析模型,采用计算流体动力学（CFD）方法对竖直稳态下自然循环进行了数值模拟,并针对不同混流截面的速度和温度分布特性进行了分析。结果表明：较大尺度的自然循环系统在理想竖直稳态自然循环条件下,存在周向的流量和温度分布不均匀性,其中流量分配的不均匀性较温度分布情况更突出。竖直稳态自然循环的主流流量和温度均呈现偏心趋势,属于系统层面的偏差,而不只是局部流动分配不均衡问题。     

高温气冷堆堆芯主动冷却过程动态分析

高温气冷堆紧急停堆后需要快速冷却堆芯,使其达到重新启动条件,制定合理的冷却方案对于减少电厂运行成本和保护设备安全具有重要意义。本文建立了冷却系统的数学模型,对冷却过程中关键设备的传热传质过程进行了动态数值模拟。首先分析了德国高温气冷堆采用的直接冷却方案,结果表明,此方案无法避免对设备形成冷冲击或热冲击,风险性较大。进而提出了适用于我国高温气冷堆的新方案,新方案包括4个步骤：蒸汽发生器排水-卸压-预冷-冷却堆芯。动态分析表明,新方案成功地避免了冷/热冲击,大幅提高了安全性,冷却时间也在可接受范围内。     

可移动线圈电磁驱动控制棒快速落棒实验研究

可移动线圈电磁驱动机构是一种新型的反应堆控制棒驱动机构.对该型控制棒驱动机构本文进行了快速落棒实验,得到了各种工况的落棒时间和特性.还分析了造成落棒特性差异的原因,总结出了快速落棒的规律.结果表明:控制棒可移动线圈电磁驱动机构样机断交流时的落棒时间比断直流的时间长;控制棒落棒时间随着配重的增加而缩短;断电后电磁线圈中的剩余电流对落棒时间有较大的影响,断交流比断直流时的落棒时间增加300～700ms     

高温气冷堆用碳毡材料导热系数测量及反问题计算

碳纤维材料已成为核能、航天等领域不可或缺的重要功能材料,在高温气冷堆及其相关实验中需要使用大量碳纤维保温材料。但由于目前测试方法的限制,相关材料物性参数测量数据严重不足,尤其是缺乏高温1000℃以上的热物性参数,致其使用受到限制。为此,清华大学核能与新能源技术研究院研制了模拟高温气冷堆温度、环境氛围的材料测试装置,可提供1600℃以下的材料性能测试。根据该装置一次典型实验过程的测量数据,详细介绍了采用非线性导热反问题方法确定材料温度相关导热系数的完整过程和具体算法。提出了一种依据稳态、非稳态热传导原理求解反问题的简明算法,该方法既可单独使用,也可为其他反问题算法提供良好的迭代初值。实验确定了高温气冷堆用碳毡保温材料在1600℃以下的导热系数,将为高温气冷堆相关实验和其他特高温条件下的应用提供重要参考。