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。

不溶性腐蚀产物在棒束通道内沉积的数值模拟

在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆芯燃料棒束通道内颗粒沉积的数值模拟方法,基于单相流体标准k-ε模型和颗粒离散相模型,构建了粒状腐蚀产物流动沉积数学物理模型,结合颗粒流动-沉积特性实验的实验结果,验证了该模型的可行性和有效性,开展了不溶性粒状腐蚀产物在5×5带格架棒束通道中流动沉积研究,获得了粒状腐蚀产物在棒束通道内的沉积特性:流体中颗粒浓度在经过格架后明显减少;进口截面处的颗粒浓度在固体壁面较高,出口截面处的颗粒浓度则分布得更均匀;入口处棒束表面及壁面的颗粒沉积呈现为大面积附着沉积,格架表面、其余棒束表面和壁面的颗粒沉积呈现为点状附着沉积。

随机填充球床通道内氦气流动特性实验研究

在聚变堆氦冷固态包层氚增殖区,球床通道内氦气流动压降特性对泵功率的设计具有重要意义。以氦冷固态包层氚增殖区为背景,研究了氦气流速、球床颗粒直径及球床通道长度对球床通道内氦气流动压降特性的影响。实验段采用20 mm×20 mm×500 mm的矩形通道,实验中氦气流速为0.1~0.6m/s,球床颗粒直径为0.5、0.8、1.0、1.5、2.0mm。实验结果表明,压降与氦气流速以及球床通道长度呈正相关,与球床颗粒直径呈负相关。对比Ergun关系式发现,在球床颗粒直径较小时,Ergun关系式预测值低于实验值,这主要是由于氦气可压缩性的影响。通过动量方程,理论推导出经可压缩性修正的Ergun关系式,结果发现修正后的Ergun关系式预测值与实验值符合良好。本研究为氦冷固态包层氚增殖区设计提供了数据支撑,为球床通道内流动特性的数值模拟提供了验证手段。

铅铋堆堆芯燃料组件棒束弯曲工况下流动换热特性研究

核反应堆在运行过程中燃料组件可能出现弯曲和变形现象,直接影响到核反应堆的安全性和可靠性。为探究铅铋堆堆芯燃料组件棒束在弯曲状态下的冷却剂流动换热特性,本文基于CFD方法,对卡尔斯鲁厄理工学院(KIT)开展的铅铋堆19棒燃料组件实验进行了数值模拟研究,获得了光棒弯曲和带绕丝棒弯曲两种条件下的组件内热工水力参数分布特性。结果表明,在光棒情况下单棒弯曲会使局部冷却剂通道变窄,造成局部的高温区域。在有绕丝情况下,由于绕丝的搅混作用,使得棒束弯曲造成局部高温现象相对较弱,高温区域主要集中在棒束与绕丝接触的狭小区域内。本文揭示了铅铋堆燃料组件燃料棒弯曲条件对堆芯安全的影响规律,为铅铋堆热工安全设计提供了重要参考。

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。

核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。

高温氢工质热物理性质计算分析

氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究,建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型,开发了热物性计算程序Prop_H_H2,适用范围为温度100~3500 K、压力10^(4)~5×10^(7) Pa。验证表明,Prop_H_H2在适用范围内计算氢工质的物性参数合理可靠,在温度200~3000 K、压力10^(4)~10^(7) Pa范围内,程序预测值更加准确,相对偏差在±5%左右。本研究可为氢工质相关的航天推进、应用物理学、能源动力等行业的科研和应用提供支持借鉴。

自然循环与强迫循环条件下阻力及换热特性对比

为研究自然循环和强迫循环条件下流动及换热特性的区别,以单面加热窄矩形通道为研究对象,在压力0.2 MPa、实验段入口欠热度30~60℃的条件下,分别进行了强迫循环和自然循环条件下流动及换热实验。等热流密度条件下的阻力实验研究表明:在层流区,强迫循环和自然循环条件下的阻力特性几乎相同;在湍流区,修正后的Blasius关系式能同时适用于强迫循环和自然循环条件下的阻力预测;通过对比发现,强迫循环和自然循环条件下的转捩点雷诺数以及过渡态雷诺数区间几乎相同。换热实验研究表明:在湍流区,适用于强迫循环条件下的Gneilinski关系式能对自然循环换热能力较好预测;通过分析发现,在本实验研究范围内,自然循环与强迫循环条件下换热能力无明显区别。

FeCrAl合金拉伸力学性能分子动力学研究

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温度和应变速率2个重要影响因素下FeCrAl单晶的力学性能,对应力应变、缺陷分布、位错密度的变化及变形机制进行了讨论,分析了溶质原子对模拟结果的影响。结果表明,温度升高导致原子热运动加剧,促进了缺陷的形成和生长,降低了原子间相互作用,导致弹性模量和抗拉强度随温度的升高而降低。应变速率的升高导致弹性模量和抗拉强度降低,低应变速率的塑性变形机制主要为孪生变形,中等应变速率下为位错滑移,高应变速率下为原子排列无序化的变形机制。温度和应变速率对α-Fe和FeCrAl具有相同的作用趋势,但与α-Fe相比,FeCrAl中的Cr和Al会产生明显的晶格畸变和应力集中,促进了缺陷和位错的形成和运动,降低材料的屈服强度和抗拉强度。基于计算结果,对FeCrAl单晶体系建立了基于F-B方程的本构模型,拓展了计算结果的应用范围。

冷却流分段注入对超声速气膜冷却的影响

针对超声速气膜冷却中常有激波入射破坏冷却效果的现象,本文在冷却流质量流量一定的条件下研究了5种不同入口高度组合的冷却流分段注入结构,并与冷却流单个注入的情况对比,分析了激波入射情况下冷却流分段注入对超声速气膜冷却的影响。研究结果表明:在激波入射时,对于分段注入只有部分冷却流经历了激波的局部强化掺混作用,因此分段注入与单个注入相比可以提升气膜冷却效果。通过平均气膜冷却效率、最低气膜冷却效率、气膜覆盖率等冷却性能参数的比较,在本文研究的5种冷却流分段注入结构中,结构2的气膜冷却效果最好。