新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究

新概念熔盐堆是6种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆,在固有安全性、经济性、核资源可持续发展及防核扩散等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。针对熔盐堆的特点,建立通用的物理分析、热工水力分析和安全分析模型,并采用隐式方法实现物理热工的耦合。将建立的数学模型应用于锕系元素再循环嬗变熔盐堆(MOSART)的计算,对其堆芯物理特性、热工水力特性和安全特性进行了系统分析,考察了入口温度、速度及燃料盐在堆芯外运行时间的影响。

新概念熔盐堆物理计算方法研究及程序设计

考虑新概念熔盐堆燃料盐的流动特性,从基本的粒子守恒方程出发,推导了熔盐堆的中子动力学模型,并采用数值方法对3种工况下熔盐堆的临界问题进行计算,考察流动对有效增殖系数、快中子分布、热中子分布及缓发中子先驱核分布的影响。结果表明:质量流量对有效增殖系数的影响很小,对热中子分布的影响比对快中子分布的影响大,而质量流量越大,缓发中子先驱核移出堆芯的比率也越大。

低压下水欠热流动沸腾的两相CFD数值模拟研究

采用两流体(汽相和液相)基本数学模型,结合汽相和液相之间的界面传热、传质和动量交换封闭模型、汽泡平均直径模型、汽泡脱离直径模型、汽泡成核模型、汽泡脱离频率模型、欠热沸腾起始点模型和壁面热流密度分配模型,在CFD软件CFX4.4中采用用户自定义函数将相变引起的传热、传质和动量交换作为源项分别添加到汽相和液相的能量、质量和动量守恒方程中,对低压下内管加热外管绝热的环形通道内的欠热沸腾进行了数值研究,得到了欠热流动沸腾下汽相体积份额、液相速度、汽相速度分布等。采用Lee等的环形通道内低压下欠热沸腾体积份额实验数据对计算结果进行了验证,吻合良好。

10 MWt固态燃料熔盐堆内流动和换热特性研究

10 MWt固态燃料熔盐堆的堆芯是由石墨球随机堆积而成的,在研究中对所有的石墨球进行网格划分和模拟计算存在较大困难。本文利用计算流体力学分析程序,基于多孔介质方法进行建模,分析堆内熔盐流动和换热的特性,同时研究入口温度、进口速度和孔隙率对熔盐流动和换热的影响,结果表明:在设计工况下堆芯进出口压降为3.5 kPa,温升为27℃,略小于设计值的28℃,熔盐密度从1 987 kg/m^3下降到1 964 kg/m^3。普朗特数(Pr)和进出口温升随着熔盐入口温度和进口速度的增加而减小,压降随着入口温度的减小和进口速度的增加而增大,孔隙率对Pr和进出口温升基本无影响,但对压降影响较大。

基于多模型策略的压水堆堆芯功率控制与仿真

在建立压水堆堆芯非线性模型的基础上求取5个功率水平处的线性化模型作为堆芯局部模型,以局部模型组合替代堆芯非线性模型。利用基于局部模型全维观测器的全状态反馈法,设计带有鲁棒性能的局部模型控制器作为非线性堆芯局部控制器,用于相应功率水平域内的功率控制。仿真结果表明,所设计的堆芯多模型控制系统能很好地控制堆芯功率。

不同燃料球排布方式下熔盐堆堆芯流动和换热特性研究

固态燃料熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的堆芯是由燃料石墨球随机堆积而成的,在分析中建立随机堆积的小球模型存在较大困难和不确定性,通常假设为规则的排布方式。利用计算流体力学分析程序,选取了面心立方和体心立方两种规则的小球排布方式进行建模,分析不同排布方式下堆芯流动和换热的特性。结果表明,面心立方排布下的流线呈现出周期性弯曲,小球中心最高温度为1 153 K,总压降为1 323 Pa,体心立方排布下的流线大体呈直线,小球中心最高温度为1 155 K,总压降为574 Pa,面心立方排布的流动压降明显大于体心立方排布。对于单个中间小球,面心立方排布的小球表面温度分布更均匀,热点温度更低,但熔盐从燃料球底部流动到顶部的压降更大。

基于人工神经网络分析面朝下加热池式过渡沸腾

基于不同间隙尺寸下、水平小间隙内面朝下加热自然循环池式沸腾的实验研究,利用过渡沸腾段实验数据训练出一成熟的人工神经网络(ANN)。运用该人工神经网络系统分析了壁面过热度Δtw、无量纲水平间隙δ/D、Pr、Ra对换热性能的影响。在此基础上,拟合出一用于计算水平小间隙内面朝下加热过渡沸腾Nu的经验关系式,该关系式计算值与实验值符合较好。

超临界水并联通道流动不稳定性理论研究

根据并联通道的结构特点,建立了合理的数学物理模型,采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生,并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不稳定性发生边界的影响。并联通道系统的稳定性随入口压力和入口流量的增大而增强,随入口温度的增大而减弱。

压水堆堆芯非线性系统的全局稳定性分析

判定压水堆堆芯非线性系统的全局稳定性是待解决的问题。建立了压水堆堆芯非线性系统,利用微小摄动方法求取其线性化模型。依据基于平衡流型的堆芯非线性测度在功率水平域内的分布情况,选择7个功率水平处的线性化模型作为堆芯局部模型,以局部模型组合来近似替代堆芯非线性系统。利用Lyapunov稳定性理论,分析堆芯非线性系统全局稳定性。计算结果表明:压水堆堆芯非线性系统是全局渐进稳定的;在判定堆芯系统全局稳定性时,这种非线性系统的建模方法是有效可行的。

熔融物与下封头间球形窄缝通道内CHF理论研究

严重事故下熔融物与下封头间球形窄缝通道的存在对于下封头结构的完整性有一定的积极意义。本工作通过理论分析,在汽液两相间逆向对流限制机理的基础上提出了球形窄缝通道内的CHF机理模型和预测关系式,预测结果与实验数据符合较好,验证了所建模型的正确性,并进一步分析了系统压力、熔融物半径、间隙尺寸等关键参数对临界热流密度的影响规律。利用本工作的预测模型对三哩岛(TMI-2)事故后堆芯熔融物特性进行了计算分析,结果表明,熔融物与下封头内壁面间的球形窄缝可有效带走堆芯余热,保证了下封头的完整性。

超临界水冷堆双排棒组件子通道分析

首先利用先进子通道分析程序(ATHAS)对超临界水冷堆(CGN-SCWR)的双排棒组件进行子通道分析,以考察燃料棒包壳温度等热工参数是否达到安全要求。根据分析结果结合子通道水力直径和冷却剂出口温度,选取一些典型子通道的热工参数结果做详细比对,了解组件中不同类型子通道内的热工参数变化对组件性能的影响。另外,对子通道计算采用的湍流交混系数、轴向摩擦系数和传热关系式进行敏感性分析,以了解经验关系式对计算结果的影响。结果显示:所有热工参数结果均达到设计要求,包壳最高温度为685.3℃,且不同传热关系式的选择对包壳温度的影响明显,最大温差达到了41.3℃。