核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

池式快堆一回路系统冷却剂自然循环行为研究

为进一步认识池式快堆事故余热导出工况下冷却剂自然循环行为,建立了可视化平板水模型模拟反应堆一回路系统主要部件来开展自然循环试验,获得了堆芯、钠池以及各热交换器出口和入口的的温度响应和流场等数据。结果表明,在自然循环建立的最初阶段,堆芯出口温度受冷池的影响会有一个上升较慢的过程。试验中直接观测到了通过中间热交换器和堆芯组件盒间空间的自然循环流动。同时,热池内冷流体和堆芯出口热流体的相互作用,形成了热池内局部的冷却剂流动以及能够深入到组件内部的冷热交混作用;在堆芯出口较高温度流体和独立热交换器出口较冷流体的影响下,热池内形成了温度分层界面在堆芯出口高度附近的热分层。

兆瓦级高效紧凑型核动力系统运行特性研究

为研究兆瓦级高效紧凑型核动力系统的运行特性,使用自主开发的热管堆瞬态分析程序TAPIRS(Transient Analysis code for heat Pipe and AMTEC power conversion space Reactor power System)和超临界二氧化碳布雷顿循环的瞬态分析程序SCTRAN/CO_(2)(Super Critical reactors Transient Analysis code/Carbon Dioxide)的耦合程序对其反应性、负荷、冷却水温度和流量等扰动进行了开环动态响应分析,并据此进行了控制系统设计。在此基础上,对线性变负荷、阶梯式变负荷以及甩负荷这三种变负荷运行工况进行了计算分析。结果表明:该核动力系统的转速对扰动的变化较为敏感,需要加以控制;低负荷下旁通会使压缩机流量上升,需对压缩机流量加以控制;系统在控制方案下能以6%FP(Full Power)·min^(−1)的速度实现0%~100%的负荷变动,且可以在任意负荷水平下运行;甩负荷下系统的波动时间变长,但是仍可达到新的稳态进行工作,且各参数处于安全范围内。本研究可为新型核动力系统的概念设计提供参考。

快堆钠-水蒸汽发生器热工水力稳态综合性能研究

钠-水直流蒸汽发生器作为分隔钠冷快堆二、三回路的重要屏障,有着非常重要的地位。为分析蒸汽发生器的流动换热特性,西安交通大学搭建了快堆钠-水蒸汽发生器综合性能试验台架,开展了一系列稳态实验,并自主开发了一维两相热工水力设计程序。从稳态实验中选取低功率、中等功率以及满功率5个典型工况开展DeCOSS程序稳态计算。在对实验数据以及计算结果进行归一化处理后,对钠侧轴向温度分布以及蒸发器出口钠侧、水侧出口温度进行对比验证。可发现不同功率工况下,DeCOSS程序计算结果均与实验数据符合良好,验证了蒸汽发生器自主化设计和分析程序的正确性。此外,获取的实验数据也可反之修正DeCOSS程序计算方法,为今后钠-水蒸汽发生器开展相关课题的研究奠定基础。

钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究

钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式,小栅板联箱的压降影响组件的流量分配,进而影响堆芯的安全,因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分配偏差的机理,提出了理论计算模型和堆芯组件优化设计的方法,并针对中国实验快堆(CEFR)堆芯进行了组件压降的优化设计,通过优化设计降低了CEFR燃料组件流量分配负偏差。结果表明,在进行钠冷快堆堆芯热工水力设计时,需要结合实际堆芯布置分析组件压降设计值的优化方向,并进行敏感性分析,以确定组件的最优设计压降,将小栅板联箱压降对组件流量分配影响降低到最低程度。本文结果可为钠冷快堆堆芯热工水力设计提供参考。

基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟

池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。

华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究

作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。

核级典型电动截止阀FMECA及试验验证

作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故障模式及其原因与影响,并根据失效分析结果有针对性地开展寿命试验,以激发潜在的故障,验证分析结果并获得该阀最为典型的失效模式。

摇摆条件下棒束通道自然循环换热特性实验研究

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工况下棒束通道换热特性实验研究。结果表明:摇摆运动会增强系统平均换热性能,使得平均换热系数发生周期性波动,功率越高,相对波动幅度越小;对于子通道局部换热特性,其受二次流影响较大,以通道中央为轴,摇摆运动会增强靠近摇摆轴一侧子通道内局部换热性能,降低远离摇摆轴一侧;功率越大,子通道局部换热系数波动越小。

板状燃料富集度对燃料性能的影响研究

核燃料的富集度对燃料性能有着重要的影响。为探究燃料富集度对U3Si2-Al板状燃料性能的影响,本研究基于BEEs-Plates/OpenMC/ZEBRA耦合程序,针对15%、20%和25%富集度的组件开展了中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算,并分析了组件平均燃耗达125.71 GWd·tU^(-1)时的中子物理参数和燃料性能参数。计算结果表明,燃料组件富集度越高,其体积应变、蠕变应变和塑性应变越大。对中子物理参数的分析结果表明,25%富集度的组件功率密度比15%富集度的组件高出约18%,且富集度越高的组件最大燃耗也越大。对燃料性能参数的分析结果表明,25%富集度的组件塑性应变比15%富集度的组件最大高约40%,说明富集度越高的组件越容易发生失效。

基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。

氢气迁移对蒸汽冷凝传热影响的数值分析

含不凝性气体蒸气冷凝传热对于严重事故下的安全壳完整性分析至关重要。已有研究多关注含空气的蒸气冷凝传热特性,而对含氢气-空气条件关注较少,氢气迁移对冷凝传热的影响机制尚未明确。本研究采用数值模拟方法,考察多组分扩散方程在含冷凝相变条件下的适用性,在此基础上,研究传热管近壁区含氢混合气体的迁移特性,及其对冷凝传热的影响。研究表明,管外近壁区存在3种典型气体流态,分别为重力流、分离流和浮力流,气体流态改变会显著影响近壁区气体的对流传质速率,这对于冷凝传热的影响要强于扩散传质,最终导致冷凝传热系数随氢气相对浓度的增加呈现先减小后增大的变化规律。本研究结果对安全壳严重事故下氢气释放后的蒸汽冷凝传热特性评估具有重要意义。

非稳态流动下浮动核反应堆管内热工水力特性数值研究

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。通过理论推导和数值模拟相结合的方式,研究了脉动流条件下管内速度与温度分布特性,并对比了不同数值模拟边界条件对脉动流条件下圆管内速度和温度分布的影响。结果表明:高频脉动流条件下,管内层流在壁面附近会出现回流现象,并且壁面效应会随着脉动频率的增大而增大,使用脉动速度入口和压力出口作为数值模拟边界条件无法预测出这一回流现象,而使用波动的压力入口和流量出口可以捕捉高频脉动流的回流现象;脉动流条件下,管内温度波动幅度随脉动频率的增大而逐渐减小;数值模拟较好地模拟脉动流条件下管内的温度,误差小于2%,为使用数值模拟方法准确预测脉动流流场与温度场提供参考。

快堆堆芯三操作头模型出口冷却剂温度振荡流固传递特性实验研究

来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流固热耦合的研究相对较少。本文通过数值模拟计算,确定了三组操作头组合三叶梅花导流筒的实验装置,以水代替钠作为工质开展了堆芯出口温度振荡实验研究,并获得了温度振荡从流体到固体的传递特性。结果表明:流体在冷热操作头交界区域温度振荡比较强烈,在近操作头处冷热流体产生剧烈温度振荡,向中心测量柱底壁面逐渐衰减;固体温度振荡主要发生在壁面附近比较薄的区域,在40 K温差和0.3 m/s流速工况下,温度振荡传递到固体内2.5 mm处几乎消失;基于实验结果,修正了已有的温度振荡衰减经验公式,预测精度在±5.7%以内。

基于钠冷快堆的超临界二氧化碳双透平发电系统

超临界二氧化碳布雷顿循环发电系统具有效率高、对管道腐蚀速率低、可降低电力成本等优点,被认为是钠冷快堆的理想动力转换系统。但也有不足之处,其系统正常运行时的压力较高,导致中间热交换器两侧压差大,极大地降低了安全性,限制了实际应用,因此本研究在原有系统的基础上进行改进,建立双透平发电循环,目的是在保持高循环效率的同时降低换热器冷流体侧工作压力。本研究对比了相同热功率下不同循环应用双透平发电系统的变化,并对影响效率的具体因素进行了敏感性分析。结果表明,再压缩循环最适配于钠冷快堆双透平发电系统,循环效率最高可达42.99%,其对主压缩机入口参数敏感度最高,其次是分流比和透平入口参数,而对透平分配比的敏感度最低。

铅铋堆燃料组件子通道计算方法优化

针对铅铋堆开展燃料组件子通道分析,对于铅铋堆的发展具有重要的意义。本研究的目的是修改和优化COBRA子通道程序,使其适用于铅铋反应堆,并验证其性能。修改包括调整物性参数、流换热模型、摩擦阻力模型以及湍流交混模型。然后将修改后的程序数值计算结果与实验数据进行比较。针对宽参数质量流量条件,提出了一种与神经网络相结合的子通道优化方法。结果表明:改进后的子通道程序在实验工况下与实验结果和FLUENT计算结果吻合良好。分析质量流量对计算精度的影响,发现神经网络可以提高计算精度。通过改进和神经网络优化子通道分析程序适用于宽参数质量流量工况下的铅铋堆子通道分析,可为铅铋堆的堆芯设计提供方法借鉴。

基于GOTHIC 3D的内置冷却管双坩埚堆芯捕集器瞬态模拟研究

为进一步探究内置冷却管的双坩埚式堆芯捕集器在给定冷却壁面热流密度瞬态分布的边界条件下,自冷却水灌注冷却流道起始,至形成稳定两相流自然循环并达到热平衡阶段的瞬态三维冷却性能,开发了基于安全壳热工水力学信息生成(GOTHIC)的三维分布参数热工水力模型。通过使用不同形状封堵及开孔模块的搭建和分布参数热构件依异形表面的贴覆,实现了双坩埚捕集器异形流道三维流动换热过程的瞬态模拟。通过模拟分析、计算结果的后处理及相关模型分析,证实了该双坩埚捕集器在两相流自然循环启动后,形成了良好的带热能力,在假定条件下,其带热能力提升至13.4 MW;三维计算结果亦可为该捕集器的优化设计提供有价值的参考,同时亦证实了GOTHIC 3D程序对于三维两相流热工水力问题的模拟分析能力。

铅-超临界二氧化碳换热器耦合流动传热特性研究

为探究螺旋盘管式主换热器内的耦合流动传热机理,基于等长度分段模型,构建了以液态铅和超临界二氧化碳为工质的螺旋盘管式主换热器原型及模化比例样件的理论设计方法,并利用相似性原理完成了主换热器小比例样件设计。以主换热器小比例样件为研究对象,通过SST k-ω湍流模型数值分析了液态铅和超临界二氧化碳在螺旋盘管换热器内的流动传热特性。计算结果表明:螺旋盘管换热器内耦合流动传热性能主要受壳侧质量流量、管侧质量流量和壳侧工质入口温度影响;管侧超临界二氧化碳质量流量对螺旋盘管换热器内耦合流动传热性能的影响最为显著,在超临界二氧化碳质量流量增加52.4%的条件下,螺旋管的平均表面换热系数增大了21.2%;在壳侧液态铅的质量流量和入口温度分别增大94.6%、20 K的情况下,螺旋管内的表面传热系数分别增大了5.5%、3.3%。该研究可为螺旋盘管式换热器的工况选择和高效设计提供理论指导。

小型反应堆自然循环流动稳定性分析

以最佳估算程序RELAP5为分析工具,针对某一小型反应堆进行建模和数值计算,在此基础上开展对该小型反应堆自然循环流动稳定性分析。研究表明堆芯功率和慢化剂反应性反馈对一回路自然循环流动稳定性有影响;系统在高功率运行时具有较高稳定性;绝对值较大的慢化剂反应性反馈下,瞬态流量响应出现超调的现象。堆芯出口(上升段)过冷度过低的停堆保护信号,可以有效避免该小型反应堆在设计范围内出现自然循环流动不稳定性。

小型堆启停系统瞬态特性研究

为优化小型堆启停系统设计,消除工程设计潜在风险,需要对启停系统运行瞬态特性开展研究。本文采用热工水力系统分析软件LOCUST建立了小型堆启停系统瞬态计算模型,模拟启停阶段系统内参数变化,并设计了一套基于LOCUST内控制卡的控制逻辑,对液位及压力控制阀门加入了PID控制,对启停系统的液位及压力的控制策略进行了验证。结果表明,启动分离器内部的压力、液位、压力调节阀门变化、液位调节阀门变化符合设计预期。