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核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究
1
作者 巫英伟 贺亚男 +3 位作者 章静 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期257-271,共15页
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... 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。 展开更多
关键词 多物理场 有限元 系统分析 子通道 燃料性能
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交混因子对CHF关系式开发及安全裕量影响研究
2
作者 刘晨伟 肖瑶 +2 位作者 张伟 陈硕 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期337-343,共7页
采用最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)点法开发了与子通道分析程序FLICA-ⅢF匹配的临界热流密度(CHF)关系式,利用Owen准则确定了其DNBR限值并进行统计评估。在掌握了一套完整的CHF关系式开发方法后,对比分析了不同交混因子其对应关系式的预测... 采用最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)点法开发了与子通道分析程序FLICA-ⅢF匹配的临界热流密度(CHF)关系式,利用Owen准则确定了其DNBR限值并进行统计评估。在掌握了一套完整的CHF关系式开发方法后,对比分析了不同交混因子其对应关系式的预测效果、DNBR限值以及实际最大功率。结果表明:基于实验获得的精确交混因子开发的CHF关系式具有更高的精确度与经济性。因此考虑格架交混效应的精细化子通道的工作是有价值和意义的。 展开更多
关键词 燃料组件 交混因子 CHF关系式 DNBR限值 安全裕量
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温差热电转换型空间热管冷却反应堆瞬态分析程序开发及验证
3
作者 葛攀和 李敏 +2 位作者 李杨柳 胡古 柯国土 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期69-83,共15页
热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建... 热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建立了详细的数学物理模型,并开发了系统瞬态分析程序,其中堆本体模型基于OpenFOAM进行模块开发,耦合了点堆动力学模型和反应性反馈模型。通过文献和试验数据分别验证了高温热管及温差热电转换模型,结果与参考值符合较好,其中温差热电转换模块发电功率与试验值的相对偏差小于2.75%。采用该程序对KRUSTY进行了建模分析,开展了反应性引入、热电转换模块失效、负荷跟踪、主动冷却丧失工况下的瞬态分析,并与试验值进行了对比。结果表明,在上述瞬态工况下堆芯燃料表面温度与试验值的偏差小于4.1 K,程序计算结果与试验值符合较好。 展开更多
关键词 热管冷却反应堆 瞬态分析 高温热管 温差热电转换 KRUSTY试验
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钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究
4
作者 郝思佳 张培升 +2 位作者 高永光 刁均辉 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期103-111,共9页
钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外... 钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。 展开更多
关键词 靶件辐照 传热实验 自然对流 传热模拟
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燃料包壳表面沉积层对汽化核心密度影响的实验研究
5
作者 蔡杰进 胡致平 邓日宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期790-800,共11页
燃料包壳表面沉积层在压水堆常规运行中形成,其对包壳沸腾传热的影响尚不清楚。为了探索包壳表面沉积层对汽化核心密度的影响规律,本文基于常压下的流动沸腾可视化实验台架,以锆-4合金为基板,采用逐层沉积的方法形成不同厚度的SiO_(2)... 燃料包壳表面沉积层在压水堆常规运行中形成,其对包壳沸腾传热的影响尚不清楚。为了探索包壳表面沉积层对汽化核心密度的影响规律,本文基于常压下的流动沸腾可视化实验台架,以锆-4合金为基板,采用逐层沉积的方法形成不同厚度的SiO_(2)沉积层,通过开展流动沸腾实验对比不同沉积层厚度下的汽化核心密度差异。研究发现,SiO_(2)沉积表面与未沉积表面相比汽化核心密度增大,Koncar模型可较好地预测本实验工况条件下的汽化核心密度。 展开更多
关键词 流动沸腾实验 表面沉积层 汽化核心密度
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燃料组件堵流工况下铅铋-氩气两相流的传热压降特性分析
6
作者 夏凡 刘书勇 +3 位作者 李桃生 梅华平 汪振 赵吉运 《核安全》 2024年第1期33-47,共15页
带绕丝燃料组件的堵流事故是铅冷快堆安全分析的重要工况之一。由于在铅铋自由液面处的气体夹带或在气体增强自然循环条件下存在铅铋-氩气的两相流情况,可能引起燃料组件堵流工况下的局部热工水力特性变化。本文通过计算流体力学软件Flu... 带绕丝燃料组件的堵流事故是铅冷快堆安全分析的重要工况之一。由于在铅铋自由液面处的气体夹带或在气体增强自然循环条件下存在铅铋-氩气的两相流情况,可能引起燃料组件堵流工况下的局部热工水力特性变化。本文通过计算流体力学软件Fluent,对带绕丝19棒束燃料组件进行建模,模拟分析了堵流工况下的铅铋-氩气两相流传热压降特性,并对两相流模型进行了对比验证,对入口雷诺数、堵块孔隙率、氩气气泡直径等因素进行参数敏感性分析。结果表明:在堵流条件下氩气气泡的流动行为包括逃逸、耗散和受限,在气相体积分率较高的区域会产生局部微正压及过热现象。研究结果可为铅冷快堆堵流事故的安全分析提供参考。 展开更多
关键词 铅冷快堆 燃料组件 堵流 两相流 CFD数值模拟
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华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究
7
作者 吴小飞 黄茂丽 +5 位作者 张林 聂常华 徐长哲 徐尧 卓文彬 李朋洲 《阀门》 2024年第2期169-173,共5页
作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得... 作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。 展开更多
关键词 华龙一号 安注系统 电动截止阀 可靠性试验
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核级典型电动截止阀FMECA及试验验证
8
作者 林同光 黄茂丽 《阀门》 2024年第3期372-377,共6页
作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故... 作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故障模式及其原因与影响,并根据失效分析结果有针对性地开展寿命试验,以激发潜在的故障,验证分析结果并获得该阀最为典型的失效模式。 展开更多
关键词 安注系统 电动截止阀 故障模式、影响及危害性分析(FMECA)
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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析
9
作者 王晨阳 夏庚磊 +2 位作者 彭敏俊 徐青蓝 陈果 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期383-389,共7页
许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原... 许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原因,而传统的故障树等方法无法分析这类失效概率。本文通过热工水力结果训练代理模型,并基于自适应抽样策略有效减少热工水力程序调用次数,通过高度非线性测试函数验证了算法的计算效率,并应用于某一体化压水堆的非能动余热排出系统。计算结果表明:采用自适应克里金模型相比于传统蒙特卡罗与传统克里金模型方法具有更高的计算效率。 展开更多
关键词 非能动安全系统 可靠性 代理模型 概率安全分析 一体化压水堆 RELAP5 自适应抽样
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基于GPU加速的三维堆芯物理程序STORK的开发与验证
10
作者 俞陆林 杨高升 +4 位作者 陈国华 卑华 蒋校丰 高明敏 王涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期662-671,共10页
基于小型多GPU计算平台,采用二维全堆逐层特征线方法(MOC)和三维逐棒(pin-by-pin)三阶简化球谐函数方法(SP3方法)相耦合的方式开发了堆芯三维输运中子学计算程序STORK。在方法论方面,首先通过对堆芯各轴向层的二维MOC输运计算在线产生... 基于小型多GPU计算平台,采用二维全堆逐层特征线方法(MOC)和三维逐棒(pin-by-pin)三阶简化球谐函数方法(SP3方法)相耦合的方式开发了堆芯三维输运中子学计算程序STORK。在方法论方面,首先通过对堆芯各轴向层的二维MOC输运计算在线产生栅元均匀化截面以及超级均匀化修正因子(SPH因子),然后采用SP3方法进行pin-by-pin三维堆芯计算。在程序开发方面,采用了CUDA、C++和Python的混合编程,且所有计算模块都基于CUDA/C++开发,并进行了大量的性能优化。通过对C5G7三维插棒基准题和VERA基准题的验证表明,与国际上同类中子学计算软件相比,基于CPU/GPU异构系统开发的STORK程序在计算效率和计算成本方面都具有明显优势。 展开更多
关键词 中子输运 图形处理器 特征线方法 在线均匀化 逐棒 SP3 超级均匀化方法
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老化效应对涂层表面池沸腾传热性能的影响
11
作者 钟达文 廉学新 +1 位作者 史昊鹏 韩昱程 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期93-102,共10页
压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛... 压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛合金多孔涂层表面在不同老化状态下的沸腾换热特性实验研究。结果表明:SA508钢光表面在水中会快速氧化,随着老化的加深,其CHF呈上升趋势,上升幅度在20%以内;CHF增强的原因在于SA508钢氧化生成了能改善表面润湿性的Fe3O4磁性微纳米颗粒层。随着氧化的加深,TC4涂层表面由超亲水特性变为疏水特性,基体SA508钢生成的氧化物易堵塞涂层孔隙,CHF呈恶化趋势。 展开更多
关键词 相变 传热 涂层 沸腾换热 临界热流密度 氧化
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瞬变运动条件对竖直管内搅混流向环状流转变边界的影响研究
12
作者 马文慧 曹夏昕 谢添舟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期698-704,共7页
船舶在航行过程中处于海洋瞬变运动环境,两相流动常处于瞬变运动状态,两相流型可能与陆基条件时不同,进而影响流动传热特性,准确判别瞬变运动条件下两相流型对两相阻力和传热的计算具有重要意义。本文针对摇摆和升潜两种典型海洋运动条... 船舶在航行过程中处于海洋瞬变运动环境,两相流动常处于瞬变运动状态,两相流型可能与陆基条件时不同,进而影响流动传热特性,准确判别瞬变运动条件下两相流型对两相阻力和传热的计算具有重要意义。本文针对摇摆和升潜两种典型海洋运动条件,引入运动产生的瞬变外力场,构建了瞬变运动条件下搅混流-环状流转变准则,该准则也可适用于竖直向上和倾斜流动。通过静止和瞬变运动条件下实验数据对转变准则模型计算结果进行了验证,与实验结果符合很好。通过对转变准则进行分析,绘制了搅混流-环状流转变曲线,获得了运动参数对流型转变边界的影响规律。 展开更多
关键词 摇摆运动 升潜条件 搅混流 环状流 转变准则
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高压气体双孔浸没射流振荡频率特性研究
13
作者 尹威凯 欧阳勇 +2 位作者 崔旭阳 纪文英 谷海峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期357-364,共8页
在沸水堆或小型堆中一般将抑压水池作为气体排放的热阱以实现安全壳压力的有效控制。基于这一背景,本文在不同过冷度下对高压气体双孔浸没射流振荡主频特性进行了一系列实验研究,其中不凝性气体份额为0.0~0.4,孔间距范围为1.5 d~3 d。... 在沸水堆或小型堆中一般将抑压水池作为气体排放的热阱以实现安全壳压力的有效控制。基于这一背景,本文在不同过冷度下对高压气体双孔浸没射流振荡主频特性进行了一系列实验研究,其中不凝性气体份额为0.0~0.4,孔间距范围为1.5 d~3 d。实验结果表明,无论是纯蒸汽还是混合气,在双孔射流时两股气羽均表现出向中间汇聚的形态,甚至汇聚到一起形成联合射流,相较单孔射流而言双孔射流气羽尺度增大冷凝时间延长,所以其振荡主频更低。分析射流参数影响发现,纯蒸汽射流振荡主频随过冷度和孔间距的增加而增加。同时本文总结振荡主频影响规律提出了纯蒸汽射流主频的预测关系式,预测精度在-15%~20%之间。混合气体射流时(纯蒸汽+不凝性气体)振荡主频随过冷度和孔间距的增加而增加,与纯蒸汽射流主频变化规律一致。值得注意的是,混合气射流相较纯蒸汽而言振荡主频更低,并且主频随不凝气份额增加而降低。 展开更多
关键词 混合气体 双孔射流 压力振荡 振荡主频
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钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证 被引量：1
14
作者 陈启董 高付海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期604-613,共10页
为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控... 为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。 展开更多
关键词 钠冷快堆 燃料元件 燃料元件程序
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基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟
15
作者 吴宗芸 祁琳 +3 位作者 吴明宇 李杨柳 杨宏伟 刘天才 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期112-124,共13页
本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子... 本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。 展开更多
关键词 TOPAZ-Ⅱ反应堆 反应堆系统分析 RESYS程序 热离子热电转换
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反应堆运行工况下SiC复合包壳的多物理场耦合性能分析
16
作者 肖玲 卢志威 +2 位作者 武海龙 薛佳祥 廖业宏 《核安全》 2024年第2期45-53,共9页
SiC复合材料在高温强度、辐照稳定性、抗蠕变、抗氧化、耐磨蚀等方面具有显著优势,在轻水堆事故工况下具备较大的容错潜力。日本福岛核事故之后,基于SiC复合材料的核燃料包壳已成为国际核燃料领域的研究热点。在结构形式和材料属性方面,... SiC复合材料在高温强度、辐照稳定性、抗蠕变、抗氧化、耐磨蚀等方面具有显著优势,在轻水堆事故工况下具备较大的容错潜力。日本福岛核事故之后,基于SiC复合材料的核燃料包壳已成为国际核燃料领域的研究热点。在结构形式和材料属性方面,SiC复合包壳与Zr合金包壳存在显著差异,本文采用有限元分析方法,模拟了双层SiC复合包壳及先进燃料芯块在反应堆正常运行工况下的热力学行为。模拟结果显示,稳态条件下采用双层SiC复合包壳时,U_(3)Si_(2)燃料相较于UO_(2)燃料及UN燃料具有更好的温度特性;UN燃料具有更好的力学性能,可延迟PCMI时间,减少燃料和包壳之间的相互作用,包壳失效概率更低。 展开更多
关键词 SIC 包壳 有限元 多物理场分析 热力学性能分析
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液态金属冷却快堆子通道分析软件SACOS-LMR研发与工程应用
17
作者 王金顺 陈荣华 +4 位作者 朱昕阳 田家豪 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期581-592,共12页
子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主... 子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。 展开更多
关键词 液态金属冷却快堆 堆芯热工水力分析 子通道分析方法 ALFRED
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基于有限体积法碱金属高温热管冷态启动流动换热数值研究
18
作者 赵昊城 张泽秦 +3 位作者 王成龙 秋穗正 田文喜 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期50-59,共10页
为建立碱金属高温热管启动瞬态和运行稳态工作特性预测方法,本研究采用有限体积法(FVM)建立管壁导热模型、吸液芯流动传热模型和蒸气区模型。基于C语言开发并验证了碱金属高温热管的冷态启动瞬态分析程序,最大相对偏差为9.8%。仿真模拟... 为建立碱金属高温热管启动瞬态和运行稳态工作特性预测方法,本研究采用有限体积法(FVM)建立管壁导热模型、吸液芯流动传热模型和蒸气区模型。基于C语言开发并验证了碱金属高温热管的冷态启动瞬态分析程序,最大相对偏差为9.8%。仿真模拟了单根水平钠热管启动瞬态并开展敏感性分析,结果显示:对于本研究中使用的热管,在固定输入功率为1 000 W的环境条件下,启动开始后700 s热管蒸气区完全进入连续流态,到达稳态总用时为3 000 s,启动过程中工质熔化阶段吸液芯内部压力相对值逐渐增大,熔化完成后压力相对值略有降低;稳态运行下热管等温性良好,外壁面轴向温差稳定在22.5 K,吸液芯内部压降约为47 Pa;环境温度升高会延长热管到达稳态所需时间,并对稳态蒸气压力和流速分布产生一定影响;绝热段长度增加同样延长了热管启动到达稳态时间,同时对吸液芯内流体压力和速度分布存在一定影响。 展开更多
关键词 高温热管 数值模拟 冷态启动 有限体积法
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快堆钠-水蒸汽发生器热工水力稳态综合性能研究
19
作者 肖常志 杨红义 +5 位作者 张大林 沈格宇 秋穗正 路远 张魁 黄源彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期328-336,共9页
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... 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。 展开更多
关键词 钠-水蒸汽发生器试验台架 DeCOSS程序 热工水力分析
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COSINE多相场子通道程序格架模型开发与评估
20
作者 陈林 张昊 +4 位作者 段秉祺 马齐超 周帆帆 杨燕华 赵萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期761-770,共10页
格架模型作为子通道程序中的重要模块,对大破口事故中再淹没工况下热工水力学参数的计算具有重要意义,COSINE多相场子通道程序包括格架的压降模型、壁面传热增强模型、相间传热增强模型、液滴破裂模型、格架再湿模型、格架温度模型等。... 格架模型作为子通道程序中的重要模块,对大破口事故中再淹没工况下热工水力学参数的计算具有重要意义,COSINE多相场子通道程序包括格架的压降模型、壁面传热增强模型、相间传热增强模型、液滴破裂模型、格架再湿模型、格架温度模型等。本研究选取棒束传热实验装置(RBHT)典型再淹没工况进行建模分析,评估格架模型对再淹没工况下热工水力学参数计算的影响。计算结果表明:采用格架模型后,程序计算的通道换热能力显著增强,格架模型可提高计算的骤冷前沿速度,加快包壳冷却及蒸汽温度的下降,并显著降低燃料包壳峰值温度(PCT),程序计算结果与实验数据符合良好;程序计算的格架温度变化趋势与实验值符合良好;程序中采用的液滴破裂模型可模拟格架前后的液滴尺寸变化,可精准预测液滴直径散射比;程序预测的格架附近液滴速度随时间的变化与实验趋势符合良好。COSINE多相场子通道程序中采用的格架模型可有效提高程序对再淹没工况下热工水力学参数的预测能力,程序中采用的格架模型是有效且合理可靠的。 展开更多
关键词 COSINE软件包 多相场子通道程序 格架模型 再淹没现象
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