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31.
堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。 相似文献
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34.
超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行简化,建立了简单容器喷放的数学物理模型,开发了超临界流体的喷放瞬态计算程序。将该程序的计算结果与超临界二氧化碳的泄压喷放过程的实验数据进行了比较,计算值与实验结果吻合良好,验证了模型的正确性。运用该验证后的程序对超临界水的容器喷放过程进行了深入研究和分析,分析了不同初始条件、破口面积及加热功率等对泄压过程瞬态特性的影响。结果表明,本文建立的简单容器模型能模拟从超临界到亚临界压力的喷放泄压过程。计算结果可为超临界水堆的LOCA分析提供理论基础。 相似文献
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为获得核反应堆燃料元件熔化以及熔融物扩展和消熔过程中的关键实验数据,本研究将典型压水堆中的燃料棒元件作为研究对象,在堆芯材料严重事故现象可视化研究实验装置FROMA上开展了低温条件下的燃料棒熔化实验。实验采用锌-铝的替代材料燃料棒,开展了单棒的熔化凝固可视化研究,获得了严重事故过程中燃料棒包壳的瞬态轴向温度分布特性以及熔融物扩展、迁移和再定位的动态过程。本研究基于实验数据对熔融物的流动、扩展和凝固、迁移等相关的物理现象和过程进行深入分析,为反应堆严重事故现象分析模型的开发提供了数据支持。 相似文献
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38.
通过实验研究两相自然循环流动下稳定性脉动周期,建立理论模型,用理论分析法得到脉动周期的理论公式。用该公式计算的结果与实验值符合得很好。 相似文献
39.
基于COBRA-IV开发出了适用于铅铋合金冷却组件和堆芯的子通道热工水力分析程序SUBAS,并利用其对铅铋合金冷却组件进行了详细的子通道分析,主要分析了不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响;对湍流交混模型、横流压降系数、换热系数模型等做了相关的参数敏感性分析。研究结果表明:燃料棒数目的增加会导致组件内外质量、动量和能量的交换更加困难,各类通道的温度都有所升高;定位格架不仅增加了组件压降,而且降低了相邻通道之间的横向流动;湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大,需要重点研究。 相似文献
40.
CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7~2.2 MPa,△T_(sub)=50~120℃,G=1750~2800 kg/m~2·s,q=0.3~1×10~5W/m~2 相似文献