核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算，基于现有针对压水堆的系统分析程序，添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式，并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好，二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯，使用该系统程序建模并计算，得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明，对于折流式核热推进反应堆，内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均，对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响，堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。