非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究

通过对非能动堆芯余热排出系统的分析，建立了相应的数学模型，并编制程序进行了计算，计算结果表明，该系统能带走的４．５％的堆芯余热，使堆芯具有非能动安全性，文中分析讨论了系统的高度、冲角及上升段与下降段的三种传热边界条件对该系统的流量和余热排出能力的影响。     

利用考虑壁面粗糙度的双流体颗粒-壁面碰撞模型模拟气-粒两相水平槽道流动

建立了考虑壁面粗糙度的双流体颗粒壁面碰撞模型．该模型包括壁面摩擦、恢复、特别是壁面粗糙度等影响碰撞的因素，因此体现了壁面上各方向Reynolds应力之间的相互转化、湍流动能从平均运动中得到能量以及壁面对运动的衰减作用，给出了壁面粗糙度对颗粒湍流的影响．将本模型应用于气粒两相水平槽道流动并用PDPA测量结果验证，结果表明，当前常用于颗粒相的零梯度边界条件和其他碰撞模型可能给出错误的结果，本模型则给出比较符合实际的结果．     

催化裂化提升管反应器流动反应模型的建立

基于流体力学和稠密气体分子运动的基本理论 ,建立了气粒两相流的颗粒动力学模型 ,并结合催化裂化反应的集总动力学模型建立起催化裂化提升管反应器内原料油气和催化剂颗粒两相流传质、传热、反应的三维模型 ,用于考察提升管内催化裂化反应历程。给出了模型方程的数值解法、边界条件和差分方法 ,编制了模拟计算程序。模拟计算了催化裂化提升管反应器喷嘴附近催化剂颗粒的流动特征。模型的计算结果与炼油厂实际标定的提升管出口组分浓度相一致 ,表明了模型的合理性。对喷嘴附近催化剂颗粒流动特征的考察表明 ,催化剂的速度存在极度的非均匀性分布 ,喷嘴附近催化剂颗粒严重滑落     

催化裂化提升管反应器流动反应模型的建立

基于流体力学和稠密气体分子运动的基本理论,建立了气粒两相流的颗粒动力学模型,并结合催化裂化反应的集总动力学模型建立起催化裂化提升管反应器内原料油气和催化剂颗粒两相流传质、传热、反应的三维模型,用于考察提升狞内催化裂化反应历程。给出了模型方程的数值解法、边界条件和差分方法,编制了模拟计算程序。模拟计算了催化裂化提升管反应器喷嘴附近催化剂颗粒的流动特征。模型的计算结果与炼油厂实际标定的提升管出口给分浓     

连铸结晶器内钢液凝固热传导有限元方法

连铸结晶器内钢液的传热可视为一个稳态过程,可用依赖于拉坯速度的三维稳态热传导方程描述.本文针对该稳态模型,采用Galerkin加权余量法推导考虑第一类边界条件、第二类边界条件和第三类边界条件的有限元方程,得到非对称的系统方程.编制了相应的有限元程序,并用此程序计算分析一个Q235小方坯连铸实例,得到铸坯的温度场.本文给出的有限元方法对连续铸造中铸坯形成过程的热力耦合问题的深入研究具有重要意义.     

全堆芯格林函数方法在核电厂堆芯燃料管理及优化中的应用

利用全堆芯格林函数方法研制了压水堆核电厂堆芯燃料管理及优化软件，以我国秦山核电厂为例进行了计算，计算结果表明，利用该方法研制的堆芯资料管理及优化软件具有很的计算速度和较高的计算精度，可用于压水堆核电厂堆芯燃料管理及换料优化设计计算。     

HTGR控制棒区不连续因子受边界条件的影响

为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得的精细网格的输运解为基准,在最大误差2%时,用该方法计算得到的有效增殖因子、反应性价值和活性区的中子注量率分布均与参考解相符。采用不同均匀化模型的不连续因子计算,受边界条件的影响都不大。     

短管炮模块装药两相流内弹道模拟

大口径火炮模块发射装药通常由多个模块组成,流场结构复杂。该文对燃烧场进行分区模化,并在此基础上给出两相流内弹道理论模型和计算步骤,编制程序对短管试验炮膛内发射过程进行了数值模拟。结果表明,膛内的压力、压差及弹丸速度等参量的理论计算结果与实验吻合得较好,模拟结果有较高的置信度。该模型和计算程序可用于模块装药结构火炮内弹道模拟、装药设计和安全性能分析     

储层结构目标建模程序MOD_- OBJ及其应用

提出了一种基于目标的储层结构模拟方法 ,并开发了相应的建模程序MOD-OBJ。该方法综合考虑了先验的地质信息 ,将确定性和随机性模拟相结合 ,可用于河流相、辫状河三角洲和扇三角洲的砂体分布建模。基于目标的模拟比基于象元的模拟更能逼真地反映储层的结构特征 ,如相带、河道、砂体分布等。文中还给出了利用MOD-OBJ程序建模的一个实例     

煤粒瓦斯扩散的数学物理模型

分析了煤粒瓦斯解吸扩散的过程，建立了第三类边界条件的煤粒瓦斯扩散的数学物理模型并给出了模型的解析解。结论表明，第三类边界条件下的瓦斯扩散模型包含以往研究的第一类边界条件下的扩散模型，传质毕欧准数能表征煤粒瓦扩散场的特点；介绍了测试煤粒瓦斯扩散 数和表面传质系数的方法，给出了测试实例。     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

气升式环流反应器内气液两相流动计算流体力学的模拟

采用欧拉-欧拉两流体模型模拟了气升式环流反应器内部气液两相流动过程,考察了液相速度和气含率随表观气速的变化,液相速度和气含率模拟值的关系与两种经验关系式的计算值进行了比较,两者取得了很好的一致,证明了模型的正确性。在此基础上,使用计算流体力学模拟的方法考查了反应器内的导流筒直径和导流筒高度对反应器内两相流动的影响,导流筒直径增大,液相循环量增大,上升段气含率增大;导流筒位置升高,液相循环速度和循环量均增大,上升段气含率减小。所获得的结果对气升式反应器的设计优化具有指导意义。     

Application of Finite Difference Method to the Analysis of HTTR Reactor Cavity Natural Convection

ＩｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎＴｈｅｒｅｓｅａｒｃｈｏｎｎａｔｕｒａｌｃｏｎｖｅｃｔｉｖｅｆｌｏｗｉｓｖｅｒｙｉｍｐｏｒｔａｎｔｎｏｔｏｎｌｙｉｎｔｈｅｏｒｙ，ｂｕｔａｌｓｏｉｎｐｒａｃｔｉｃｅ，ｓｕｃｈａｓ，ｉｎｔｈｅｄｅｓｉｇｎｏｆｂｏｉｌｅｒｓ，ｎｕ...     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

Sensitivity Analysis of Relap5 Simulation on AP1000 Nuclear Power Plant

During the simulation of AP1000 nuclear power plant,the values of input parameters, core nodalization methods and calculation models, may have important influence on the code outputs. Therefore, it is necessary to identify and evaluate the influence of these parameters and modeling approaches quantitatively. Based on the best estimate thermal-hydraulic system code RELAP5,sensitivity analyses have been performed on core partition methods,parameters and models in AP1000 nuclear power plant,such as the core channel number,pressurizer node number,and feedwater temperature. The results show that code channel number,code channel node number, and the pressurizer node number have apparent influences on the coolant temperature variation and pressure drop in the reactor. The feedwater temperature is a sensitive factor to the steam generator( SG) outlet temperature and the SG outlet pressure. In addition,the influence of the cross-flow model on coolant temperature variation and pressure drop through the reactor is insignificant,both in steady state and loss of power transient. Furthermore, some suitable parameters and modes also have been put forward for the nuclear system simulation.     

板坯连铸浸入式水口出口速度对结晶器流场影响的数值模拟

以宝钢-连铸板坯结晶器为研究对象,采用大型商业软件CFX4.3,将模拟计算出的浸入式水口的出口速度直接赋给结晶器作为入口条件,计算了结晶器内钢液的流动情况.结果表明:速度矢量在水口出口截面分布不均匀、方向与水口倾角不一致.因此,有必要将水口计算结果与结晶器模型结合起来以更好地反映钢液的流动情况.     

反应堆临界热流密度的计算方法研究

对国际上公认的反应堆热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２中的临界热流密度的计算方法及加拿大数据表进行了较深入的研究和分析，编制了微机型反应堆瞬态热工水力分析程序ＭＩＴＡＲＳ，首次将加拿大的ＣＨＦ数据表引入ＭＩＴＡＲＳ中，并用上述两种方法分别对堆芯功率瞬变过程的临界热流密度比进行了计算，其结果两者吻合良好。     

非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析

对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型，并编制程序对模型进行了数值求解，模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性．计算分析了冷热芯位差和余热交换器换热面积对系统特性的影响．结果表明，各参数的变化趋势是合理的．冷热芯位差和余热交换器换热面积越大，对系统越有利．     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.