高氚增殖比包层的设计及热工水力分析

本文设计了一种高氚增殖比包层(HBRB),该包层采用多孔U-10Zr合金作为中子倍增剂,Li4SiO4球床作为增殖剂,低活化马氏体(RAFM)钢作为结构材料。在详细研究包层加工工艺、流量分配、中子性能等问题的基础上,完成了包层内部详细结构设计。利用中子学软件分析计算了包层的氚增殖比(TBR)和热沉积分布,并根据计算结果对包层进行热力耦合分析。结果表明:包层TBR较高,且核性能稳定;冷却剂的流量分配情况和压降合理;包层内各组件冷却充分,温度和结构材料热应力不超过限值。

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明:自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。

模糊数学方法在压水堆热工水力分析中的应用

描述了模糊数学的基本方法和原理 ,并将模糊数学方法用于压水堆热工水力分析中 .尝试了工程热管及热点因子的确定、临界热流密度 (CHF)计算公式的选用和确定 .探索了用模糊数学进行压水堆热工水力分析的应用途径 .结果表明 :应用模糊数学方法分析压水堆热工水力过程 ,可以得到一种较为符合实际和较为准确的描述 ,是一种有前途的可开发的研究方法 .

CARR辐照压水堆小组件热工水力分析

分析压水堆4×4小组件在CARR高温高压回路中进行辐照考验时的热工水力问题。利用计算流体动力学(CFD)软件对其进行三维数值模拟,以获得详细的热工水力参数。首先,模拟简化的燃料棒束模型,得出三维温度与速度分布,并分析了传热过程。然后,模拟全尺寸小组件,与棒束模型所得的结果进行对比分析,着重研究其流动,并分析了格架的搅混特性,得出可应用于一维热工水力程序的搅混因子。结果表明,燃料棒最高温度可满足安全性要求,且格架的搅混作用明显。

HTR-PM热气混合结构热工水力分析

利用Fluent软件对HTR-PM堆底热气混合结构及设计的相应缩比模型实验台架的压力和温度分布进行了数值模拟,对热混合效果和压降特性进行了分析。在改变入口流量进行数值模拟计算的基础上,得出混合结构的混合效率和等效阻力系数随热气导管中流体Re的变化,讨论了该混合结构的流动与热混合进入自模拟区域的情况。数值模拟计算和理论分析说明,可通过缩比模型实验来确定HTR-PM堆底热气混合结构的热混合效率及阻力特性,但对于阻力特性应采用更为详细和合理的方法进行描述。

高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。

矩形通道堆芯稳态热工水力分析程序的开发

针对矩形通道堆芯的特点,开发了堆芯热工水力分析程序PETHA。本文简要地介绍了PETHA程序的物理模型及程序的验证和应用情况。

一个高效核反应堆热工水力分析方法

提供了一个高效率的核反应堆堆芯热工水力分析方法。以子通道概念为基础，给出了描述堆芯流体流动与传热特性的数学模型和控制方程。文中采用了两相流的滑移流模型，并考虑了过冷沸腾的影响。引入若干补充关系式，用以确定空泡份额、湍流掺混、阻力系数及热力学参数等的大小，与广泛应用的ＣＯＢＲＡ系列程序不同，本文求解的是压力梯度方程而不是关于速度的方程，大大提高了数值求解的稳定性和计算收敛速度。初步的数值结果与实验结果的比较表明。本文提供的方法和程序是令人满意的。

快堆热钠池的三维热工水力分析

采用多孔介质的方法，对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）热钠池的复杂流场进行了数值模拟，计算结果与设计值符合得很好，并给出了流场分布，为中国实验快堆的进一步设计和安全性能评价提供了重要的参数。

铅基反应堆主换热器结构优化及热工水力分析

主换热器是铅基反应堆的关键热传输部件,直接影响反应堆的经济性与安全性.以液态铅铋冷却自然循环反应堆的管壳式主换热器为研究对象,从换热管长度L、外径do、壁厚c、管间距P这4方面对换热器进行热工水力分析研究,并采用JF因子对换热器的综合性能进行评价,在此基础上,采用贡献比CR及平均信噪比SN评价因子得到最优的结构参数组合A1B2C1D2.研究表明,管长L对换热器性能影响最大,而管间距P对换热器性能的影响几乎可以忽略.

EAST钨偏滤器外靶板热工水力分析

为提高EAST偏滤器的抗热载和排热能力,将偏滤器第一壁的材料由原来的石墨改为钨,在结构上,靶板采用了类ITER的单块结构,支撑和冷却采用一体化的盒式结构。确定了EAST钨偏滤器的冷却结构后,通过水管的流固耦合传热模型,分析了外靶板在紊流冷却方式下的散热情况。同时计算了在水冷系统失效的情况下,偏滤器外靶板的危险区域在3、5、8、10MW·m^(-2)热流密度下的瞬态温度分布情况。结果表明,水流速度在4m·s^(-1)时,水管可以承受峰值功率10MW·m^(-2)的热流密度,能够很好地满足EAST装置运行的排热要求。

管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

对管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁(EHF FW)的标准手指对、边缘手指对及中心梁(CB)开展了热工水力分析。分析结果显示流速分布合理,低于1m·s^(-1)或高于10m·s^(-1)的区域非常小;手指对间的流量分配较合理;整个第一壁的压降为0.351MPa,小于0.4MPa的限定值;在8个循环周期内CB最高温度为409.21℃,低于450℃的允许值;而边缘手指铠甲上尖角区域最高温度为846.54℃,需高热负荷实验来验证其安全性。

螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋管式直流蒸汽发生器的模拟,对模型进行了验证。结果表明,本文所建立的稳态和动态模型合理,稳态计算结果与设计值符合良好,动态仿真符合热工水力学及其定性机理分析结果。

核蒸汽发生器传热段二次侧热工水力分析

ＣＯＢＲＡ－ＴＦ是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序．结合我国某核电站现役的蒸汽发生器，对ＣＯＢＲＡ－ＴＦ从反应堆堆芯到蒸汽发生器的移植问题进行了初步的尝试，并将计算结果与该电厂的计算结果进行了分析比较．

“华龙一号”应急给水系统热工水力分析

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,“华龙一号”机组适用的孔板孔径为17.0~20.0 mm;“华龙一号”机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。

基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。

SST—1托卡马克的PFC烘烤设计与热工水力分析

稳态超导托卡马克（SST－1）是一个有超导磁场线圈的中型托卡马克，由偏滤器、无源稳定设备、档板和极向孔栏组成的SST－1装置的面向等子体部件（PFC）要被设计成能适合于稳态运行，在环向方向除了极向孔栏以外，其它所有的PFC在结构上是连续的。当SST－1被设计成双零偏滤器等离子体运行时，这些元件还要求上下对称，应选择一个紧密的偏滤器位形以便在偏滤器区域内能产生高再循环和高抽速，无源稳定设备位于等离了体附近，这对克服拉长等离子体的垂直不稳定性起到稳定作用，在PFC设计中主要考虑的问题是最高达1MW.^m-2的稳态热排出，除了排出高热能量以外，还要把PFC设计成能适应350摄氏度的烘烤温度，为了对SST－1不同的PFC选择最佳的热工水力参数和管道布置，对不同的流量参数和各种管道布置已作了检验，PFC在烘烤期间的热响应已经用FORTRAN编码进行了分析，同时也用ANSYS进行了二维有限元分析，本文要详细PFC烘烤的热工学的热响应。

CFETR CSMC降温过程热工水力分析

中心螺线管模型线圈(CSMC)项目是为了解决中国聚变工程试验堆(CFETR)中心螺线管线圈研发与运行过程中的关键技术问题。CSMC线圈均由带中心冷却管的管内铠装电缆(CICC)绕制,采用超临界氦迫流冷却。CSMC磁体系统的冷质量巨大,其降温过程也非常复杂。本文根据ITER修正的Katheder经验公式分析导体摩擦系数,并进行质量流量迭代运算,最后基于能量守恒原理,对CSMC磁体系统从300 K降温至4.5 K的过程进行了分析与评估。结果表明,CSMC能在400个小时之内从300 K降温至4.5 K,研究结果将为实际降温过程提供参考。

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。