核动力控制系统连续仿真和离散仿真的研究

分别采用连续时间模型和离散时间模型对一个试验重水反应堆的功率控制系统进行仿真研究,并阐述了如何利用仿真工具分析和改善系统的固有缺陷,使之达到希望的控制效果。

中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发

针对中国先进研究堆(CARR)的具体特点开发了堆芯多通道热工水力计算程序ECARR。通过对全堆芯的数值模拟,得到了堆芯流量分配和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场,为进一步分析燃料元件的温差热应力等其它参数提供了所需数据。同时还对堆芯最热通道进行了热工水力计算及相应准则的判定。各参数符合CARR热工水力设计准则要求。

多管平行通道流动不稳定性类型试验研究

针对由 7根双层套管单管组成的多管平行通道流动不稳定性试验段 ,进行了流动不稳定性类型试验 ,结果表明 ,试验段的管间脉动主要表现为密度波脉动、不规则脉动和热力型脉动 3类 ,与单通道流动不稳定性、两管平行通道管间脉动 。

狭缝通道两相流强化换热研究综述

在狭缝通道高速流体的冲刷下 ,狭缝不易产生杂质沉淀污染传热表面使传热工况恶化。狭缝两相流传热技术结构紧凑 ,具有显著的强化效果 ,是一种既经济又有效地强化传热方法 ,因此狭缝传热在航空航天、微电子和核反应堆等领域得到广泛应用。狭缝两相流强化传热的主导传热机理是受压变形气泡底部的微液膜蒸发机理。本文对狭缝通道内两相流强化换热的研究进展进行了一些介绍 。

碳氧比能谱测井基准问题的数值模拟

碳氧比能谱测井的数值模拟是涉及时间变量的中子-光子-电子联合输运的复杂问题。使用现有MCNP程序数值模拟碳氧比能谱测井遇到了2个主要困难:脉冲幅度谱的统计误差过大和F8计数不能分别得到非弹谱和俘获谱。将计算分2步进行:先用MCNP程序分别计算进入探测器的归一化中子激发γ流,以及各向同性γ流照射探测器端面时的响应函数矩阵;然后用自编程序计算两者的卷积,从而得到仪器的脉冲幅度谱。从简化基准问题的数值模拟结果看,该方法可以用于研究碳氧比能谱测井。

先进空间快堆安全特性分析

以200 kW空间快堆RAPID-L为对象,建立瞬态分析模型,分析在尤保护超功率事故UTOP和无保护失流事故ULOF下的瞬态特性。计算结果表明：快速型锂膨胀模块(LEM)可随冷却剂温度变化自动快速响应,能够在不停堆情况下保证反应堆的安全,因此,RAPID-L具有固有安全特性。

全自动液态金属控制在核反应堆中的应用

根据空间快堆的具体特点,采用液态金属锂为控制材料。本文分析了反应堆的启动特性、燃耗补偿特性、应对失流事故和超功率事故的特性,验证了全自动液态金属控制用于反应堆控制的可行性。

窄缝环形通道内饱和沸腾的实验研究

对间隙为1.5mm的同心环形通道内流动换热的饱和沸腾进行了实验与理论研究。实验通过电加热内外不锈钢管道来控制改变热流密度,工质为去离子水。文中以加热当量直径作为研究窄缝环形通道的定性尺寸。实验结果表明,在间隙为1.5mm的同心垂直环形窄缝通道中的饱和沸腾,与常规尺寸圆管换热相比,起到了强化作用。通过对实验数据的总结,得出了中压、低流量情况下的沸腾换热系数的经验计算公式。

高温气冷堆一回路舱室的辐射换热计算模型

介绍了高温气冷堆非能动余热排出系统的辐射换热计算方法。从基本的辐射换热微分方程出发,建立了一套完整的辐射换热数值计算模型,推导了辐射角系数求解公式,建立了3种辐射数值计算方法。应用超松弛数值计算方法求解了方程组。将计算结果与文献例题进行了比较,符合很好。分析比较了高度与间隙比及不同发射率对两种不同方法计算结果的影响。

环形窄缝双面加热通道内欠热沸腾传热实验研究

在压力0.84～6.09 MPa、质量流速41.9～300.2 kg/(m2·s)、热流密度2.61～114.41 kw/m2范围内,以去离子水为工质,对间隙为1.5 mm环形窄通道实验段竖直向上流动的欠热沸腾传热特性进行了实验研究,得出了适用环形窄缝通道的欠热沸腾传热经验关系式。

环形窄缝通道湍流流动换热特性分析

对双面加热环形窄缝通道内单相流动换热进行分析研究,提出了理论预测模型。基于该模型,对窄缝宽度分别为1.0、1.5、2.0 mm的环形通道单相湍流流动换热系数进行了理论计算,并与实验结果进行了对比,理论预测值与实验结果符合较好。研究表明:内外加热热流密度比对环形窄缝通道内的湍流流动换热过程有显著影响,在双面加热情况下,窄缝对流动换热过程强化与否,取决于内外管加热热流密度比及流动状态,即Re大小。

钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性

采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型，选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式。编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行，模型简单、速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。

采用BETHSY自然循环实验数据对CATHARE2V1.5qR6程序的评价

采用BETHSY自然循环实验数据对CATHARE2 V1.5qR6进行了评价。结果表明CATHRE2V1.5程序能较好地预测试验装置单相自然循环条件下的热工水力现象,对单相自然循环向两相自然循环的转变以及两相自然循环向回流冷凝运行方式的转变发生时的一回路水装量预测也比较准确,但对于两相自然循环及回流冷凝运行方式下系统的一些主要热工水力参数预测欠佳。评价结果表明,与许多国际性大型热工水力分析程序一样,CATHARE2V1.5qR6程序对剧烈两相流动的预测能力仍有待改进和完善。

整体式预热器U型管蒸汽发生器数学模型及动态模拟

本文针对整体式预热器Ｕ型管蒸汽发生器建立了热工数学模型并进行了动态模拟。该模型是一个２５阶、非线性、可移动边界模型，包括：一、二次侧的质量与能量平衡方程以及确定二次侧下降段流量的动量守恒方程。对所建立的模型利用Ｇｅａｒ方法作了蒸汽阀门开度阶跃１０％的瞬态模拟，所得结果和国外所公布的结果吻合得很好。由此可见，本文所建立的模型可以为这种蒸汽发生器的设计、运行、控制提供理论依据。

先进空间快堆运行特性和启动特性

针对先进空间快堆RAPID(refuelled by all pins integrated design)-L(Lunar)建立瞬态分析模型,描述其运行特性和启动过程。计算表明RAPID-L具有下列特点:反应堆的换料周期可达10 a;能够通过流量变化调节功率;在锂释放模块LRM和锂膨胀模块LEM的共同作用下自动完成启动。因此,RAPID-L运行寿期长,可完全脱离操纵员的操作而实现自动运行,满足空间运行的要求。

临界热流密度查询表的现状及其存在的问题

CHF查询表(LUT)已广泛用于核反应堆热工水力及安全分析程序中。从2005和1995版LUT的区别可以发现,2005 LUT主要对网格、过冷沸腾区进行预测;并对极限含汽量区(LQR)的预测和光滑函数的选取进行了改进,得到了更高的预测精度和更完善的参数趋势预测。最后分析了LUT需要进一步解决的问题。主要如下:低流速区的预测;直径对CHF的影响;接近临界压力点区域的预测。

圆管内偏离泡核沸腾机理模型的比较分析

分析比较了基于壁面汽泡壅塞和汽泡下液膜烧干两种机理的圆管内偏离泡核沸腾机理的5个模型,并与偏离泡核沸腾(DNB)实验数据进行了比较分析,得出了各种模型的优缺点。

人工神经网络在圆管临界热流密度数据处理中的研究

利用人工神经网络理论对均匀加热垂直上升圆管内的临界热流密度(CHF)进行了预测。分别采用进口条件、出口条件以及局部条件假设,利用收集到的6 941个CHF实验数据中的一半作为神经网络训练的样本,采用训练成功的网络预测CHF值可得到比常规方法更好的效果,其均方差分别为6.6%、10.39%和21.39%。

液态钠临界热流密度实验研究

在液钠沸腾试验回路上研究了入口过冷度、质量流量、系统压力和液钠两相流动不稳定性对液态钠临界热流密度 (CHF)的影响机理 ,并获得了液钠沸腾CHF的预测公式。

人工神经网络在棒束临界热流密度预测中的应用

基于已有的棒束临界热流密度数据库,采用COBRA-Ⅳ程序计算得到子通道局部临界热流密度数据库。用人工神经网络(ANN)理论对数据库进行训练,得到基于ANN理论的棒束临界热流密度预测模型。预测模型的预测精度显著高于常用经验关系式的预测精度,其预测值的均方差为5.63%。