ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

基于CFD方法的氟盐冷却高温堆安全限值研究

氟盐冷却高温堆（FHR）是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。本文以上海应用物理研究所设计的球床FHR（PB-FHR）为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂（RCS）低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LOFTRAN、FACTRAN等程序进行计算分析,分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。     

紧凑型散裂靶靶区热工水力分析

采用ANSYS软件对加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)紧凑型液态金属散裂靶靶区进行了数值模拟计算.在模拟计算中针对靶区不同铅铋合金(LBE)流量和靶窗厚度两个重要设计参数进行了研究.结果表明,LBE入口流量为400kg·s~(-1)和靶窗厚度为2mm时满足靶区热工水力要求.计算结果可为紧凑型液态金属散裂靶设计提供依据.     

基于计算流体动力学方法的氟盐冷却高温堆安全限值分析

氟盐冷却高温堆(FHR)是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。以上海应用物理研究所设计的球床FHR(PB-FHR)为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

液态铅铋合金自然循环实验与数值模拟

铅铋合金(lead-bismuth eutectic,LBE)自然循环流动与输传热特性的研究，对自然循环铅铋快堆的设计运行、提高反应堆自然安全性能有重要意义。为进一步探究铅铋合金的自然循环流动传热特性，本文基于自然循环理论分析，并结合其他冷却剂介质（钠、水），对比研究了LBE自然循环稳态流动与输传热行为规律与特点；同时基于LBE自然循环瞬稳态实验，对快堆系统分析程序FRTAC模拟LBE瞬、稳态自然循环的适宜性进行了初步验证；基于FRTAC程序计算，量化分析了不同运行工况、回路流道结构参数和回路阻力等因素对LBE自然循环的影响。结果表明，不同因素对LBE自然循环的影响程度不同，不同的回路运行温度水平对自然循环流动特性影响较小，而传热特性受回路不同运行温度水平影响的敏感性相对较大；自然循环高度（冷热心位差）对自然循环质量流量影响较显著。此外，回路整体管径增大将导致循环质量流量增加，加热区内温升与换热温差降低。     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

反应堆温度系数的作用机理解析

高温气冷堆与压水堆因慢化剂和燃料元件的不同,两种堆型的物理特性存在诸多差异,其反应性控制与安全要求亦存有较大区别,包括堆芯温度对反应性的影响途径、反应堆温度系数随温度和燃耗的变化趋势等均需要在运行工作中格外关注。该文对高温气冷堆与压水堆各温度系数的作用原理和影响因素进行全面的对比分析,探讨造成以上不同的具体因素,旨在使核电厂运行人员正确理解反应堆温度系数,准确判断温度系数的变化趋势,并在反应堆运行工作中灵活运用。     

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在 "启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.     

低流速下燃料包壳表面污垢沉积的传热计算分析

针对核电站发生破口失水事故后碎片在燃料包壳外表面形成污垢沉积的现象,采用一维模型建立了燃料包壳和周围冷却剂温度场的数值计算模型,与流体动力学分析软件CFX模拟结果进行对比,分析污垢厚度、污垢导热系数以及冷却剂流速对包壳温升的影响,并分析包壳温升瞬态变化.经计算发现,此计算模型计算结果与CFX模拟结果相近,最大相对偏差为2%.经分析发现污垢的产生导致包壳外表面温度突升,且温度升高的幅度随着污垢厚度增大而增大,随着污垢导热系数的减小而增大.存在一个临界冷却剂入口流速,当入口流速低于临界值时,堆芯内将产生沸腾危机.     

45kW质子交换膜燃料电池发动机建模与仿真

建立了较为完整的包括电堆、反应气体供应以及水热管理3个主要模块的45 kW级质子交换膜燃料电池(PEMFC)发动机数学模型.电堆电压模型引入了误差补偿项,提高了电压计算精度,并通过实验数据得到验证.选取冷却液入堆温度、空气过量系数和阴极入口空气压力为系统的操控变量,在给定电流密度下进行了电堆相关性能对操控变量的敏感性分析.仿真结果表明,为了获得较好的系统输出性能,应适当降低冷却液入堆温度,提高阴极入口空气压力;为了保持合理的电堆温度,必须有效控制该系统的水热管理系统.     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

基于分离涡模拟的核主泵水力性能非定常特性分析

为了研究核主泵在设计工况下水力性能的非定常变化特征,基于DDES湍流模型,对某型号核主泵进行全流场非定常数值计算,并结合Q准则捕捉的旋涡结构进行非定常特性分析.结果表明:在一个旋转周期内,受动静干涉作用,泵的瞬态外特性整体上具有不规律的周期性变化特征;叶轮与导叶流道内的旋涡结构会呈现出周期性分裂、融合的非定常现象,而压水室内旋涡结构则是发展与扩散的变化过程;导叶入口处不同时刻涡结构的变化会造成其不同程度的阻塞,从而引起出口压力的波动,造成泵的水力性能出现脉动效应,加剧泵的振动.     

200 MW核供热堆非线性模型的动态分析

为了对已建立的２００ＭＷ核供热堆的非线性模型寻求简化的依据，对该模型进行了动态分析。讨论了在反应性扰动和二回路流量扰动下，堆功率和上气室水温的动态过程。通过比较模型的动态特性曲线，得出结论：一组缓发中子模型满足控制模型所要求的精度；在整个自动功率运行范围内，不能忽略自然循环流量变化对堆芯内燃料与冷却剂之间的传热系数的影响，但可忽略它对主换热器一次侧换热系数的影响、主换热器管内水的热惯性以及堆内各出入口处的容积作用，并可把烟囱和下降管分别用一阶惯性环节近似，对二回路流量扰动下的动态特性影响较明显，而对反应性扰动下的动态特性影响不大。     

Numerical investigation on heat transfer characterization of liquid lithium metal in pipe

Liquid Li metal is a promising nuclear reactor coolant; however, relevant research regarding its heat transfer characteristics remains insufficient. In this study, a steady-state two-dimensional mathematical model is established to describe the heat transfer process of liquid Li in a straight pipe. A numerical analysis is conducted to investigate the effects of inlet velocity, inlet temperature, and wall heat flux on heat transfer in liquid Li. The results indicate the advantage of using liquid Li for improving heat transfer at high inlet temperatures (> 1000 K) compared with using liquid sodium and lead–bismuth eutectic. Considering the mechanism of the outlet radial heat flow model, the ratio of turbulent to molecular diffusion coefficients presents a parabolic distribution along the radius of the pipe. Increasing the inlet velocity, decreasing the inlet temperature, and decreasing the wall heat flux can effectively weaken the dominant role of molecular heat transfer owing to the low Prandtl number of liquid Li. The heat transfer of liquid Li is investigated comprehensively in this study, and the results provide a basis for the practical application of liquid Li as a promising coolant.     

核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。     

微反应器中甲醇-水蒸气重整制氢三维模拟

为考察进口温度、速度和水醇比对微反应器中甲醇-水蒸气重整制氢过程的影响,利用计算流体力学软件FLUENT中的通用有限速率模型对自行设计的平板微通道反应器中甲醇-水蒸气重整制氢进行了三维数值模拟.反应动力学采用甲醇分解和蒸气重整双速率幂函数模型.计算表明,在反应物进口速度为2.88 m/s、进口温度为493 K和水醇比为1.3的反应条件下,反应器出口转化率达79.8%.通过模拟可以看出微反应器能够在较大的反应物流量下保持较高的出口氢气含量和较高的甲醇转化率.     

叶片进口边位置对快堆二回路钠泵空化性能的影响

为了提升快堆二回路钠泵的空化性能,在确保其他几何参数不变的前提下,将原型样机的叶片进口边分别前伸三次构造出模型泵A、B、C.基于RNG k-ε湍流模型、Zwart-Gerber-Belamri和Schnerr&Sauer空化模型,对各模型泵进行三维定常单相、两相空化数值模拟,预测出各个模型泵的水力性能曲线、不同工况下的空化性能曲线和内流场参数.通过对比原型样机和各个模型泵的水力性能及内流场参数,得到结论:叶片进口边前伸对钠泵的水力性能影响不大,其中模型泵B的水力性能下降量最小;各模型泵的临界空化余量均不同程度降低,模型泵B的空化性能最优;适当地前伸叶片进口边位置,钠泵的空化性能明显提升.     

液-液循环流化床制冰过程的(火用)分析

采用水与另一种非相溶载冷流体直接接触换热结冰的液液循环流化床是一种新型动态制取流体冰方法.针对该方法建立了研究床内多相流动与传热过程的数值模拟平台,以热力学第二定律为基础提出了液液循环流化床制冰过程的火用损失计算模型.采用数值试验方法探讨了水滴直径、载冷液体入口温度和速度对系统的制冰能力和火用损失的影响.研究结果发现,减小水滴直径和入口温度可以不断提高循环流化床的制冰能力,但减小入口速度的作用有限,而减小水滴直径是兼顾制冰能力和过程火用损失的最有利途径.