板型燃料组件内部流场数值分析

为板型燃料组件的设计和实验研究提供参考 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对板型燃料组件内部流场进行了数值模拟 ,以获得各流速下的板间流场。数值计算结果表明 :板型燃料组件不同流道和单一流道内的流速分布基本均匀 ,在 2 0个流道中居中的 3～ 5流道内的流量比其它流道小一些 ,其中中间流道内的流量最小 ,其流量与平均流量的误差小于 10 % ;提梁对其后部速度场的影响较大 ,对其后部压力场的影响很小。当板间水隙的最大加工误差为0 .15 mm时 ,该流道内的流量与流道内平均流量的误差接近10 %。组件进出口差压计算值与实验值比较接近 ,证明了计算结果的可靠性     

民用核反应堆中堆内构件围辐板组件的装配

围辐板组件是堆内构件的一个关键部件，它是核反应堆燃料组件的第一道屏蔽层，更为核燃料组件提供了一个腔体。因此在装配围辐板组件需反复测量数据，并且记录测量所得的数据。在确定基准后，且在上，下堆芯板对中后，测量围辐板组件与上、下堆芯板上燃料位置的间隙，核燃料的装入是靠上、下堆板上的燃料销定位的，这保证了现场装料时安全，可靠。     

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)的初步验证

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)是一款基于节块展开法的堆芯扩散程序。为了验证cosCORE对轻水堆模型的临界计算能力与组件功率计算能力,对三维两群压水堆问题IAEA_3D基准题与BSS-14基准题进行测试验证,并与基准值进行比对。结果显示,对于IAEA_3D基准题,cosCORE与基准值k_(eff)的相对误差为0.669‰,组件相对功率误差均小于2.178%;对于BSS-14基准题,计算值与基准值k_(eff)的相对误差为0.677‰,组件相对功率最大误差为1.733 1%。     

MCNP程序在CARR物理启动计算中的应用

 中国先进研究堆(CARR)既没有参考堆,也不进行零功率物理模拟实验,其物理启动工作完全以理论分析结果为依据,这在国内大型研究堆的启动中尚属首次。CARR堆芯结构复杂,启动过程中堆内标准燃料组件、跟随体燃料组件和贫铀组件混装,堆芯装载变化大,大部分基于扩散理论的物理计算程序较难完成CARR物理启动的理论分析工作。选用MCNP程序对CARR物理启动的各项实验进行模拟计算,该程序强大的几何描述功能很好地解决了上述难点。得到的计算结果为CARR物理启动工作提供了重要依据和参考,保证了CARR物理启动工作的安全顺利进行,实验结果表明,MCNP的计算结果准确可信,该程序在CARR物理启动工作中的应用是成功的。     

Cosine软件包组件参数程序Coslatc燃耗功能的验证

Cosine软件包组件程序Coslatc中的燃耗计算是反应堆组件参数计算的重要功能之一,Coslatc的计算精度很大程度上影响了堆芯物理的计算结果。通过对单栅元到组件的模型进行计算,将Coslatc的计算结果与国际基准题以及基于ORIGEN-S的SCALE程序中的TRITON模块计算结果进行对比进行数值验算。通过计算结果表明,Cosine软件包组件程序Coslatc具有单栅元到组件再推广到堆芯的计算能力,其燃耗计算精度基本和SCALE程序中的TRITON模块计算结果相当。     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

基于COMSOL的板状燃料组件流道堵塞事故研究

板状燃料组件结构紧密,冷却剂流道狭窄,各流道中的冷却剂无法交混,发生流道堵塞事故将引起堆芯局部温度升高,并可能导致堆芯熔毁.为了研究板状燃料组件发生流道堵塞事故后的严重性,选取国际原子能机构的材料测试堆标准燃料组件作为对象,应用COMSOL软件模拟堵塞条件下燃料组件内的热工水力特性的变化.结果表明,稳态运行条件下,冷却...     

重整炉受热集合管网的流量分配

对于催化重整装置大型化过程中造成的管内偏流问题,采用偏流因子和最大流量负偏差概念作为衡量辐射炉管流量分配均匀性的定量判据,考察了管网结构、均匀受热与非均匀受热对集合管网流量分配的影响,得到了集合管网流量分配数据。结果表明,开发的适用于不同炉管布置的受热集合管网流量分配软件,其计算结果易收敛、计算精度较高,能够反映集合管网内部流量分配情况。     

组件式螺旋管换热器壳侧流场计算

为优化换热器组件间流量分配、提高换热器整体换热效率和组件寿命、为组件的排布设计提供理论依据,该文采用计算流体力学的方法,在一定的简化和假设基础上,针对一种典型的换热设备进行了整体流场分析以及单个换热器组件内的壳侧流场分析,给出了组件间流量分配规律和单个组件内的壳侧流场分布结果。计算结果表明:组件间流量分配主要受组件自身流动阻力的影响,并行排列的换热器组件能有效展平流量分配;单个组件内壳侧流场受螺旋管层位置结构的影响,呈现出较为复杂的分布。     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

高温堆双区堆芯交混区内球分布实验研究

双区堆芯的设计代表了高温气冷堆技术的发展方向之一。为确定高温气冷堆双区堆芯交混区内燃料球分布情况开展实验研究,解决与高温堆堆芯结构和物理设计密切相关的问题。实验结果表明:交混区内燃料球和石墨球的概率分布具有良好的对称性;堆芯上部的交混区内燃料球分散度较小,中部较大,交混区并没有无限扩散而具有确定的范围,说明球流运动是一种有限的分散性;在加球面上加入任一球其在交混区内的概率密度分布满足Gauss分布规律;根据Gauss分布对称中心可以确定交混区内球流均值流线并从理论上确定交混区大小。     

具有CO2分离的煤气化化学链置换燃烧初步研究

利用Fe2O3,Fe3O4作为载氧体,通过气化、化学链置换燃烧和联合循环等技术,实现燃煤发电的高效和CO2分离.假设煤气完全反应,建立了化学链置换燃烧空气反应器和燃料反应器的质量平衡和能量平衡数学模型,对置换燃烧系统特性进行仿真计算,研究了载氧体还原比率、循环倍率、煤气成分等参数对化学链置换燃烧性能的影响.结果表明:还原比率的升高将增加所需载氧体量,使空气反应器出口空气作功能力下降;循环倍率的提高将使空气反应器空气作功能力下降;而煤气中CH4体积分数升高,热值增加,空气反应器空气作功能力则随之增加.     

燃气轮机双燃料喷嘴燃油内流场特性仿真分析

作为燃气轮机中的重要部件,喷嘴内部结构直接决定了燃油燃烧和动力输出效率,设计喷嘴结构并开展喷嘴中内流场特性仿真分析成为新型燃气轮机开发的研究重点。使用Solidworks软件对双燃料喷嘴结构进行设计,并对其燃油流道进行数值模拟。利用Fluent软件先对喷嘴燃油的整体内流场进行数值k-epsilon模拟,再使用流体容积法（VOF）方法对喷嘴燃油的核心流道进行数值模拟,研究喷嘴燃油流道的特性。结果显示燃油流道的质量流量、进口流速和核心流道进口流速随着进口压力的增大而增大;雾化锥角会随着进口压力的增加而增大,且当进口压力超过0.5 MPa时,雾化锥角最终会稳定在110°左右;同时结合相关实验数据与仿真数据进行对比。本文的仿真研究为燃气轮机喷嘴的结构改进提供了依据。     

Fuel Assembly Arrangement Optimization for NHR-200

ＦｕｅｌＡｓｓｅｍｂｌｙＡｒｒａｎｇｅｍｅｎｔＯｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎｆｏｒＮＨＲ－２００ＺｈｏｎｇＷｅｎｆａ（钟文发）；ＳｈａｎＷｅｎｚｈｉ（单文志）；ＬｕｏＲｏｎｇ（罗嵘）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ．Ｔ...     

板翅式机油冷却器的性能仿真与优化

为研究板翅式机油冷却器各层芯片内机油的流动及换热情况,优化板翅式机油冷却器的芯板层数,基于有限元分析软件ANSYS的参数化设计语言,编程建立了不同芯片层数的多个油冷器的有限元模型;翅片简化为多孔介质,借助计算流体力学软件Fluent,得到油冷器各层芯片的流场和温度场分布.仿真结果与实验结果吻合良好.油冷器各层芯片流量分配曲线大致呈S形分布,而换热量分配曲线呈浴盆状分布.引入标准偏差判断各油冷器各层流量和换热量的均匀性,随着油冷器芯片层数的增多,各层芯片流量和换热量分配趋于均匀;总体换热性能略有增大,而单层芯片的平均换热量显著减小.根据仿真结果提出优化建议:在设计油冷器时,应避免单层芯片热负荷过高或过低,在机体内部空间允许的条件下应尽量采用较多层芯片.     

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。     

反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度（PSD）特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟（LES）模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。