窄通道内水沸腾换热的数值模拟研究

利用FLUENT软件模拟了间隙宽度为2,5,10 mm,长度为100 mm的3种竖直窄通道内的沸腾换热过程。在考虑了重力、表面张力和壁面粗糙度影响的条件下,分析了通道间隙尺寸及入口流速等参数对ONB点、系统进出口压差、出口平均温度以及平均表面换热系数的影响。模拟结果为:对于相同入口流速的窄通道,间隙尺寸小的窄通道出口平均温度、进出口压差以及平均表面换热系数较大,ONB点产生较早。通道入口流速越小,ONB点产生越早;较小的粗糙度有利于窄通道的沸腾换热。

云计算在核安全分析中的应用研究

在进行核安全分析时,需要考虑核反应堆设计、运行、管理及计算评估等诸多方面的复杂问题。而人员进行风险评估会在很大程度上影响核电站的正常运行时间,并带来人因失误的不确定性增大。利用云计算,可以有效地解决核安全分析面临的资料繁杂,模型构造麻烦和信息不共通等缺点。提出核安全云的概念,将云计算与核安全分析结合起来,借助计算机平台对核电厂的选址定点、建造、调试、运行及退役过程中可能产生的风险进行分析计算,更全面的分析各种不利条件,及时地做出决策,可以有效的降低风险发生的概率以及降低计算成本,可更准确地实现核电站安全分析的目标。

非能动自然循环技术的发展与研究

非能动技术在核电工程领域越来越受重视,文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用,对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法,并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能,在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究;为了确保系统运行的安全性,系统运行过程中要能动与非能动相互结合,同时选择精确模型,完善非能动可靠性分析方法,准确实现理论计算与实验验证。

中国内陆核电发展可行性及时机研究

通过分析国内外内陆核电发展的状况,对中国内陆核电建设的正、反意见做出评析。结合国外发展经验,从中国能源布局、经济结构、环境保护、技术发展等方面进行了研究,指出核电建设内陆化是未来发展趋势,符合能源结构布局的总体要求,也是国民经济发展的关键环节。同时指出,安全问题是内陆核电能否顺利开建和发展的关键。建议内陆核电发展模式应为"实验堆-商业堆",并考虑四代堆的长远作用,中国内陆核电发展启动时机应该在"十三五"期间。

矩形窄通道内临界热流密度的小波分析研究

判定临界热流密度值对于核反应堆安全具有重要价值,观察温升速率是一种可行的办法。通过小波函数对矩形窄通道内临界热流实验温升曲线进行分析,可以消除相对较弱的干扰、有效的判断临界热流密度发生值。矩形窄通道可以强化传热、降低临界热流密度值,应用小波分析处理后的实验温升曲线能够较好的证明矩形窄通道的强化换热特点。分别采用Haar函数和Daubechies函数分析判定,保证了小波分析的准确性。从分析结果中发现Daubechies函数比Haar函数对图像细节信号的处理更准确。同时将小波分析的结果与实验结果对比,基本一致。

矩形窄通道内临界热流密度的小波分析研究

判定临界热流密度值对于核反应堆安全具有重要价值,观察温升速率是一种可行的办法。通过小波函数对矩形窄通道内临界热流实验温升曲线进行分析,可以消除相对较弱的干扰、有效的判断临界热流密度发生值。矩形窄通道可以强化传热、降低临界热流密度值,应用小波分析处理后的实验温升曲线能够较好的证明矩形窄通道的强化换热特点。分别采用Haar函数和Daubechies函数分析判定,保证了小波分析的准确性。从分析结果中发现Daubechies函数比Haar函数对图像细节信号的处理更准确。同时将小波分析的结果与实验结果对比,发现与实验结果吻合良好。

我国大型核电厂厂址资源保护探讨

福岛核事故后,我国发展核电更加审慎。发展核电对于保证能源安全,环境保护,工业发展,人才培养有重要意义。核电厂选址需要考虑诸多因素,并且条件苛刻,因此适合建造大型核电厂的厂址是有限的。考虑核电的长远发展,核电厂厂址作为一项资源,其稀缺性将会进一步凸显。国家立法机关做好立法工作;行政主管部门做好规划和监管,地方政府负责具体政策落实,加强合作;核电开发企业做好资金保障和科普宣传;新闻媒体做好政府与公众之间的沟通。这些措施有利于核电厂厂址的保护,能为核电的长远发展做出贡献。

自然循环窄矩形通道ONB点未确知数学建模研究

过冷沸腾起始点是自然循环流动换热中的关键特征点。基于未确知数学原理,利用所搭建的自然循环实验台架取得实验数据,建立矩形窄通道过冷沸腾起始点(ONB点)未确知热流密度数学模型。通过进行未确知数学计算结果分析,划分出可用区间、置疑区间、剔除区间。结果表明,未确知数学模型能更好地处理未确知信息,增强对实验值的表达,有效地对ONB点热流密度进行准确、全面的描述。

中国未来核电严重事故发生的可能性研究

安全是核电发展的重大前提,但是核电发展的短短历史时期内就发生了3次严重事故,第4次事故会不会发生在中国?通过列举历史、法规、技术、文化、制度等方面的因素,说明可以保障中国核电不发生严重事故,但是由于存在法规杂乱、技术青涩以及人因等因素,使得核电存在发生严重事故的可能。应用概率方法,对各国严重事故发生概率进行了计算,发现事故一般都早于计算的预期,核电在中长期内还存在发生严重事故的可能。中国核电应杜绝"大跃进"式发展,统一完善核电法规标准,严格制度和实施过程,选择科学的发展模式,才能保证核电安全。

基于ECC安注热混合试验的LOCUST 1.2分析与验证

在失水事故(LOCA)工况下安注系统投入使用时,蒸汽与安注冷却剂会发生流体热力学混合,热混合过程中冷腿段的冷却是直接影响堆芯再淹没与否的重要因素。中国广核集团有限公司自主研发了一款两相流热工水力系统分析软件LOCUST,可用于压水堆核电厂事故工况的分析计算。基于西安交通大学堆芯应急冷却系统(ECCS-XJTU)试验台架进行的堆芯应急冷却(ECC)安注热混合试验,本文使用LOCUST软件对ECC热混合试验进行了几何建模及计算分析。ECC热混合试验工况主要为不同流量下主管纯蒸汽与安注管过冷水的混合,蒸汽流量为25~125 kg/h,过冷水流量为100~500 kg/h。模拟计算结果和试验结果的对比分析表明:试验段出口质量流量计算值的最大相对误差在13.8%以内,混合后温度计算值的最大相对误差在8%以内,LOCUST在计算高温蒸汽和过冷水混合时的计算结果相对保守,总体上验证了LOCUST在LOCA下两相热混合安注计算的可靠性和准确性。

基于THTF稳态传热试验的LOCUST 1.2确认

LOCUST是由中国广核集团有限公司(CGN)开发的热工水力系统分析软件。为支持LOCUST在压水堆LOCA等事故分析中的应用,进行了基于美国橡树岭国家试验室开展的THTF稳态喷放传热试验的确认。模拟和分析的稳态膜沸腾试验工况为3.07.9 B、3.07.9 N、3.07.9 W、3.07.9 H,涵盖了高、低质量流速和高、低压的试验条件。首先给出了试验的简短介绍,然后描述了该试验的LOCUST计算模型,最后通过计算结果与试验数据的比较,得出评估结论。评估结果表明LOCUST预测的CHF位置和棒表面温度总体合理,软件可用于模拟压水堆喷放阶段传热。观察到壁温的差异可能是由高估的夹带或壁传热引起的,进一步确认具体原因需通过测量更多参数(如夹带)的试验进行评估。

矩形通道临界热流密度计算模型的实验评价

自然循环条件下,矩形通道内的临界热流密度(CHF)发生受到很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。将本研究中得到的实验结果与Katto的强迫循环和Zhang的自然循环两种CHF模型的计算值进行比较,分析两种模型在实验条件下的适用性以及入口流速、出口质量含汽率和压力对CHF的影响。研究表明:Katto模型的计算结果普遍高于实验值,而Zhang模型的计算结果与实验值符合较好。随着入口流速的增大,自然循环和强迫循环CHF均逐渐增大;随着出口质量含汽率的增大,两类循环的CHF均减小;随着压力的增大,两类循环的CHF都增大,而在较大压力条件下自然循环CHF的增长速率随系统压力的增大而减小。

两流体双压力热工水力系统分析软件LOCUST 2.0架构设计

中国广核集团(CGN)研发了一款新的热工水力系统分析软件LOCUST 2.0,它采用两流体两场双压力七方程模型,从理论上保证了守恒方程的严格适定性。LOCUST 2.0的应用对象为华龙一号失水事故类的安全分析,目前已初步完成代码开发。本文简要描述了该软件的守恒方程、数值算法、软件功能、源代码架构设计;给出了6个典型案例的分析计算,结果表明该软件能够合理预测热工水力进程,性能良好。

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明,相比传统的UO_(2)-Zr燃料,UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度(PCT)和包壳氧化膜厚度,提升了事故安全裕量,具有更好的事故容错性。