反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂     

船用核动力的发展特点与启示

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律,并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征,可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。      

脉冲堆事故分析

本文介绍了脉冲堆两个最大假想事故——堆水池失水并使堆芯裸露和脉冲棒误发射事故分析结果。对于堆水池失水并使堆芯裸露事故,只要能及时停堆,无需采取任何其他措施,则能保证反应堆的安全。事故过程中,燃料芯体和包壳温度都不会超过840℃。在稳态额定功率下脉冲棒误发射事故过程中,反应堆峰功率达4800MW,燃料温度峰值为950℃,反应堆也是安全的。     

超临界压力下考虑密度脉动的湍流模型开发

目前超临界水传热数值程序中使用的湍流模型都是针对亚临界压力下常物性开发的,未考虑密度脉动。超临界水的物性随温度变化显著,密度脉动对湍流模型的贡献很大,不可忽略。本文建立了考虑密度脉动的模拟方法,模拟方法中同时考虑了热膨胀系数的脉动。将建立的密度脉动模型用于AKN湍流模型中,并采用实验数据进行验证评价。评价结果表明,考虑密度脉动的湍流模型模拟得到的结果与实验值符合得更好。建议在以后的超临界水传热的湍流模拟中考虑密度脉动。     

UO_2-Zr弥散燃料板氧化扩散机理研究

UO2-Zr弥散燃料板的氧化过程包括包壳与冷却剂的氧化反应和芯体中弥散的UO2燃料微球氧原子扩散过程。本文通过直接求解球坐标系下的氧化扩散方程,得到UO2燃料微球高温下向芯体中氧原子扩散强度的解析式,该式与实验数据符合良好,并结合锆水反应与UO2燃料微球高温氧原子扩散效应构建了UO2-Zr板的氧化扩散模型。新模型能预测不同的氧化结构、芯体中更高的氧原子浓度以及相对较低的氧化吸氧量,为UO2-Zr板严重事故早期行为的研究提供了理论基础。     

稠密栅堆芯底部再淹没计算模块开发

再淹没是大破口失水事故下最重要也是最复杂的两相流动换热过程.与普通压水堆堆芯相比,稠密栅堆芯再淹没过程具有包壳峰值温度更高,骤冷更加缓慢等特点.已有的最佳估算程序中的再淹没模块不能直接应用于稠密栅堆芯再淹没过程的模拟.本研究在RELAP5程序再淹没模块的基础上开发适用于稠密栅堆芯再淹没计算的工具,对新的再淹没模块进行验证,并和以往其他模型的开发方案进行比较.结果表明,本文采用的模型开发方案具有一定的合理性,但弥散流区域以及发泡区域的相间阻力及相间换热模型有待进一步研究.     

SCDAP/RELAP5分析UO2-Zr板型元件严重事故的方法研究

SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件.通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO2-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/RELAP5程序模拟UO2-Zr板型元件堆芯在严重事故下行为的研究方案.对程序结构的分析结果表明,SCDAP/RELAP5程序部分结构和模型适用于对UO2-Zr板型元件进行基本的严重事故分析,但需要通过创建新部件、研究新模型,并与已有模型的重新组合搭配才能较为精准地模拟UO2-Zr板型元件严重事故的实际行为.     

CFX中湍流模型用于分析超临界水传热的适用性评价

通过两组典型实验数据,对商业软件CFX的12种湍流模型用于模拟超临界水竖直向上流动传热的性能进行评价。研究结果表明：强迫对流时,BSL代数应力模型与实验结果符合最好,但各模型间差异均不大;混合对流时,基于壁面函数的ε类型湍流模型不能模拟传热恶化趋势,自动壁面处理的ω类型湍流模型能模拟出传热恶化的趋势,但各模型预测结果和实验结果相差较大。评价结果表明近壁面的处理方式对模拟结果影响很大。此外,基于湍流普朗特数模拟湍流热流密度及未考虑密度脉动对传热的影响均是导致不能正确模拟超临界水传热行为的因素,建议对湍流模型进行改进。     

CSR1000带肋子通道程序验证及分析

超临界水冷堆燃料组件多采用绕肋进行自定位,绕肋对于组件热工水力特性的影响较为复杂。在超临界子通道程序ATHAS的基础上改进绕肋处理模块,并基于计算流体力学(CFD)工具对绕肋模型进行验证。改进后的子通道分析程序整体上能够反映出不同通道的变化趋势,对绕肋的几何参数变化也能做出较为合理的响应,证明绕肋模型正确;但在部分通道的预测上仍需要进一步改进。     

5MW低功率堆事故分析

本文分析了5MW 低功率堆(5MW LPR)两个严重事故——快速反应性引入事故和失水事故。结果表明,只要反应堆能及时停堆,无需采取其它任何措施,就可以保证在这两个严重事故工况下反应堆的安全。