热工水力

摘要： 海洋的开发,对核能有很大的需求空间。相较于陆基堆,海洋小堆在堆形的结构设计、设备及系统布置等,有着不同的特征。为适应船舶舱室与海洋环境,本文参照某型模块化小堆的主要设备结构和系统布置,得到一种改进后的海洋一体化小堆设计方案和设计参数。使用添加了海洋工况计算模块的RELAP5软件,对其中一个设计方案,引入海洋工况;通过和船舶设计单位的深度合作,得知其在产品生产设计中重点关注的摇摆及倾斜工况:一般设计角度:22.5°以及极限设计角度:45°等。在强迫循环及RELAP5稳态卡中暂未加入控制模块的情形下,根据模拟结果,观察和分析关键热工水力参数的运行特性。

摘要： 与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点,对主热传输系统中的重要现象进行了分析,并建立了最佳估算模型,基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明,CFR600在一回路主管道断裂事故下,包壳最高温度95%/95%上限为851.6°C,相较于保守分析结果具有约91.8°C裕量,低于包壳破损验收准则。

摘要： 应用实验测量结合数值模拟的方法研究了蚀刻后折角圆弧对折线微通道内流动换热特性的影响。实验测量结果表明,化学蚀刻过程中的侧蚀现象必然导致折线流道折角处产生圆弧过渡,且圆弧半径随流道倾角的增加呈幂函数衰减。数值模拟结果表明:扰流角处圆弧过渡将显著顺滑流动而不显著地降低换热,45°流道倾角时,折角处圆弧过渡可使单位长度压降减小约91.9%,Nu最大将减小12.5%;当流道倾角<45°时,导流角弧度半径影响较小,建立流道模型时可设定导流角弧度半径等于扰流角弧度半径以简化模型;折角处圆弧过渡的复合折线流道形式是折线微流道结构优化的重要方向,且流道倾角越大优化效果越明显。

摘要： 为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究。采用西安交通大学自主开发的不确定度分析程序平台NECP-UNICORN,分别耦合了轻水堆燃料性能分析程序FEMAXI、压水堆群常数计算程序NECP-Bamboo-Lattice和热工水力子通道程序CTF。首先针对不同物理过程的特点,分析需要考虑的不确定度来源。然后针对核数据协方差矩阵稀疏且不满秩的特点,应用COST方法以减少样本量。结果表明,对于燃料性能分析,边界条件、几何参数和材料性质对燃料中心温度有显著影响。对于燃耗过程,核数据和几何参数对特征值、功率分布、两群常数和核子密度的不确定度有显著影响。对于热工水力分析过程,边界条件、几何参数和模型系数对冷却剂温度和包壳温度的不确定度有较大影响。针对每种物理场,分别量化其输入输出参数的不确定度,对于后续量化复杂系统多物理耦合过程的不确定度具有重要意义。

摘要： AP1000中消防系统是核电站中的一个子系统,其主要作用包括探测火灾及灭火,为失效时CCS(设冷水系统)中的热交换器提供冷却和安全喷淋等。上述系统主要由火灾探测和报警设备、消防水供给设备、自动和手动灭火设备等组成。通过COSINE中的热工水力程序cos Flow对其进行建模仿真,模拟了三种不同稳态运行工况下的消防系统,分别为稳态运行模式、消防水喷淋以及失去交流电的消防水喷淋。模拟计算结果表明,cosFlow模拟结果与设计值之间误差较小,均在5%以内,能够满足仿真的精度要求。

摘要： 建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307°C,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力为4.0~6.0 MPa,给水温度为40~160°C。实验结果表明:一次侧平均温度降低蒸汽温度随之降低,且越接近饱和温度,温度降幅越大。提高蒸汽压力,一次侧平均温度对蒸汽温度在接近饱和的区域影响更显著。低负荷(20%FP~60%FP)时蒸汽压力对蒸汽温度无影响,高负荷(60%FP~120%FP)时蒸汽温度随蒸汽压力提升而降低且降速不断增加。蒸汽温度随负荷的增加先缓慢增大后加速降低,存在最大蒸汽温度点。最大蒸汽温度点随蒸汽压力变大向下移动,对应负荷向左移动。随给水温度增大蒸汽温度降低,但降速很小。

摘要： 基于运行空间、安全性等因素考虑,海洋核动力系统多采用一体化小型反应堆设计,螺旋缠绕管式蒸汽发生器由于结构紧凑、热效率高等优点而广泛应用于海上反应堆系统。在海洋条件下运行时,反应堆蒸汽发生器的流动和换热特性受运动条件影响而产生非线性改变。本研究通过开展海洋条件下自然循环系统螺旋管二次侧流动换热特性试验,揭示了典型海洋条件对螺旋管内单相流动阻力和流动换热特性的影响规律。结果表明:横摇运动对自然循环及流动换热的影响较为显著;基于二次开发的RELAP5程序对试验回路进行建模计算,通过与试验值的对比验证了此程序对海洋条件下反应堆建模计算的可行性。

摘要： 螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)因结构紧凑和换热效率高等特点被广泛应用于小型模块化反应堆。本文开展了在不同热功率下的全尺寸H-OTSG热工水力特性试验。稳态传热特性试验结果表明,随着功率增加,H-OTSG平均传热系数先增加后减小。流动不稳定性试验结果表明,随着功率增加,临界入口节流系数降低,即系统稳定性随着功率的增加而提高。开展了H-OTSG稳态传热特性和流动不稳定性的参数敏感性研究,结果表明在热功率较低时平均传热系数对管侧压力和壳侧入口温度不敏感;当热功率大于1.2 MW时,随管侧压力的降低和壳侧入口温度的升高,H-OTSG平均传热系数增加但也降低了系统的稳定性。本文还开展了H-OTSG热工水力特性的数值模拟,验证了一维程序SGTH-1D在预测H-OTSG稳态传热特性和流动不稳定性的准确性。

摘要： 高温气冷堆采用超临界蒸汽发生器可以进一步提高发电效率。结合目前高温气冷堆示范工程亚临界直流蒸汽发生器的设计经验及高温气冷堆的发展规划,本文提出了超临界蒸汽发生器设计方案。基于高温气冷堆示范工程亚临界螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力程序,开发了针对螺旋管式超临界蒸汽发生器的一维稳态热工水力程序,并对比了不同超临界流体对流换热的经验关联式。结果表明,不同经验关联式对热工水力计算结果影响很小,这是因为一次侧氦气对流换热热阻对总热阻的贡献最大。然后采用该程序对超临界蒸汽发生器100%负荷工况和部分负荷工况进行了计算,得到了不同工况下一二次侧温度、速度、对流换热系数等参数的分布,并分析了这些参数的变化规律。二次侧对流换热系数在拟临界点附近达到最高值;由于氦气导热系数随温度的增加而增加,一次侧对流换热系数随温度的增加而增大。在传热管材料为T22的低温段,一次侧对流换热热阻占比超过65%;在传热管材料为800H的高温段,一次侧热阻与管壁导热热阻相当,二次侧对流换热热阻占比较小。由于密度变化较大,二次侧流速变化很剧烈,一次侧流速变化则较缓。针对100%负荷工况和部分负荷工况的水动力特性曲线的计算结果表明,当传热管入口不施加节流时,即使100%负荷工况的水动力特性曲线也具有负斜率区,且工作点处的正斜率较小,不利于流量分配及流动稳定性。需要在传热管入口设置合理的节流阻力系数来消除水动力特性曲线的负斜率区。保证高温气冷堆超临界蒸汽发生器在100%~30%负荷的水动力特性曲线不出现负斜率区的临界节流阻力系数为850~1600,并随功率的增加而减小。

摘要： 新型的压水堆蒸汽发生器和热工水力分析软件在工程应用前均需进行试验验证。采用蒸汽发生器一维和三维热工水力软件数值模拟获取了关键参数温度、空泡份额、压降等分布,优化了试验模拟体设计和测点布置。遵循等高、等物性、阻力相似原则缩比设计蒸汽发生器模拟体,设置带球阀的下降管实现循环倍率精确控制和测量。采用导波雷达液位计和差压式液位测量法测量的蒸汽发生器水位跟随性良好,且二者在稳态和瞬态工况下相对偏差均未超过±1.5%。采用光纤探针、射线法、压差法测得并比较了蒸汽发生器二次侧流场的点、线、体积空泡份额,在高空泡份额区与三维计算相对偏差不超过±10%。采用蒸汽全流量冷凝的示踪元素法可测量极低(<0.02%)的饱和蒸汽湿度。在核动力运行研究所的30 MW蒸汽发生器综合性能试验台架上集中应用上述关键技术,成功考核了多种新型蒸汽发生器的热工水力性能。

摘要： 自然循环载热系统不依靠外界动力,靠温差及密度差产生的重位压差驱动冷却剂,因此可以大大提高核反应堆的安全性和可靠性,在核反应堆工程领域具有重要应用.非能动自然循环不仅可应用于核反应堆的余热载出,还可应用于反应堆一回路,使其具有固有安全性.多重耦合自然循环载热系统热工水力具有流动换热耦合和回路间耦合的特点.同时自然循环的形成时间,自然循环流动方向均对自然循环载热系统的设计及运行具有重要意义.首先采用理论分析结合数值计算的方法,对自然循环启动、自然循环流动方向及初始流速对流动方向的影响进行了研究,阐明了自然循环建立时间、自然循环系统的临界翻转流速和固有循环方向等问题.然后对多重耦合自然循环系统的热工水力进行了解耦分析,提出了简单计算方法,并进行了验证.

摘要： 自定距棒束组件通常采用螺旋绕丝或螺旋肋等方式进行定位。螺旋定距物的引入使得通道内热工水力现象比较复杂，与传统压水堆光棒通道相比存在较大差异。论文初步分析了螺旋肋引入后对组件热工水力学性能的影响，研究了现有程序对自定距棒束组件的适用性，并在此基础上开发了相应的热工水力程序。运用开发后程序对自定距棒束组件进行了热工水力学分析，着重分析了肋对换热、流动及肋导程对组件整体性能的影响。研究认为，相对普通格架定距棒束，定距肋的引入一定程度上改善了棒束换热性能，同时并没有增加组件的压降；螺旋肋导程增加有助于降低组件压降，但不利于组件临界热流密度的提高。

摘要： 熔盐堆是一种先进的液体燃料反应堆，是六种第四代反应堆系统之一。本文通过独立开发的二维同位网格下流场计算程序与适用于熔盐堆的中子扩散方程进行耦合计算，对熔盐堆失流事故末期堆芯热工水力的特性进行了分析计算，得到了堆芯内速度、温度、功率和缓发中子先驱核分布。

摘要： 次临界能源包层在磁约束驱动的聚变-裂变混合能源系统中承担能量放大和中子增殖的核心功能.本工作给出了采用天然铀合金燃料、轻水作冷却兼慢化剂,内嵌压力管式的次临界能源包层设计方案.系统开展了包层物理性能、结构概念设计、热工水力性能和安全分析.同时,开展了包层相关热工水力实验对包层设计进行验证.

摘要： 在中国广东核电集团公司和上海交通大学共建的超临界水多功能实验装置上，针对内径为76mm的垂直圆管开展了超临界水流动传热实验，获得传热实验数据。通过对各种热工水力参数的实验研究，得出超临界水流动传热结论：(1)小质量流速下主流流体温度达到拟临界点时出现传热强化现象，该现象随质量流速的增大而消失；(2)随热流密度的增加，传热系数和Nusselt数减小；(3)随质量流速的增大，壁面温度降低，传热系数和Nusselt数增大；(4)随系统压力的升高，壁面温度升高，传热系数和Nusselt数减小。

摘要： 在中国广东核电集团公司和上海交通大学共建的超临界水多功能实验装置上进行了7.6mm竖直单管超临界水传热恶化实验，观察到明显传热恶化现象，获得传热恶化实验数据。通过对各种热工水力参数的实验研究，得出超临界水传热恶化结论：随热流密度的增加，在达到拟临界点附近均出现传热恶化现象；小质量流速、高热流密度下，达到拟临界点时先出现传热强化，后出现传热恶化，且在低于拟临界点的人口附近出现第一类传热恶化；随质量流速的增大，拟临界点附近的传热恶化增强；压力越高传热更稳定，随压力降低传热恶化提前出现。

摘要： 针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点，考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式，利用Fortran程序设计语言开发CARR瞬态热工水力计算程序TSACC。利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒故障不能下落且应急冷却泵故障不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析。计算结果表明：CARR发生SBO时，在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下，堆芯功率仍能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平，能够保证燃料元件结构的完整性，也说明了CARR具有很高的固有安全性。计算结果同时发现：在自然循环建立过程中，堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象。

摘要： 铝基碳化硼是一种新型的乏燃料贮存格架用材料,为检验其辐照性能,需进行堆内辐照实验.本文从样品成分及形状、辐照罐结构、辐照位置等方面,对铝基碳化硼材料堆内辐照方案进行设计.经初步中子物理学和热工计算表明:在所选择的两个辐照孔道内进行辐照考验,试件所接受的累积γ射线照射剂量和相应的快中子积分注量均满足技术要求,且辐照罐样品入堆后对功率峰值因子、反应性、发热率等与堆运行安全相关因子的影响均在安全范围内.

摘要： 铝基碳化硼是一种新型的乏燃料贮存格架用材料,为检验其辐照性能,需进行堆内辐照实验.本文从样品成分及形状、辐照罐结构、辐照位置等方面,对铝基碳化硼材料堆内辐照方案进行设计.经初步中子物理学和热工计算表明:在所选择的两个辐照孔道内进行辐照考验,试件所接受的累积γ射线照射剂量和相应的快中子积分注量均满足技术要求,且辐照罐样品入堆后对功率峰值因子、反应性、发热率等与堆运行安全相关因子的影响均在安全范围内.

摘要： 铝基碳化硼是一种新型的乏燃料贮存格架用材料,为检验其辐照性能,需进行堆内辐照实验.本文从样品成分及形状、辐照罐结构、辐照位置等方面,对铝基碳化硼材料堆内辐照方案进行设计.经初步中子物理学和热工计算表明:在所选择的两个辐照孔道内进行辐照考验,试件所接受的累积γ射线照射剂量和相应的快中子积分注量均满足技术要求,且辐照罐样品入堆后对功率峰值因子、反应性、发热率等与堆运行安全相关因子的影响均在安全范围内.

摘要： 本发明公开了一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，包括套装在一起的内管和外管，内管的两端安装有内管电极，用来给内管进行加热，内管通过上下两端的密封卡套实现与外管的密封，外管的上下两端安装有外管电极，用来给外管进行加热，外管的侧壁上连接有入口管道和出口管道，工质从入口管道流入经过内管与外管之间的流道，最终从出口管道流出，外管的两端连接有连接法兰，外管上安装有若干定位格架。相比于棒束几何的复杂形式，本发明采用简单的环形通道用来模拟堆芯燃料棒弯曲的热工水力行为。不同于圆管，环形通道的几何形式可以考虑棒束效应，如间隙大小、曲率和相邻为加热表面的存在。

摘要： 本发明公开了一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：通过由冷却水调节阀和凝结水调节阀组成的阀组自动调节冷凝器压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀作为主要调节手段，凝结水调节阀作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变；本发明具有结构简单、操作方便等优点，能充分满足反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制的要求。

摘要： 本发明公开了一种铅铋快堆堆芯热工水力特性分析方法，步骤如下：1、建立冷却剂流动换热特性分析模型；2、建立盒间流流动换热特性分析模型；3、建立燃料棒热工特性分析模型；4、建立多流场流固耦合换热模型；5、建立多流场流固耦合求解方法。本方法对铅铋快堆堆芯内的定位格架以及棒束结构进行了简化，并且在计算过程中考虑了组件盒及盒间流对组件内部冷却剂的物理量的影响；通过对盒间流及绕丝的简化，可以精确计算盒间流温度分布、燃料棒温度分布和冷却剂流场和温度场，同时大幅降低了计算资源的消耗，提高了运算速度，对铅铋快堆全堆芯热工水利特性分析在实际工程运用中提供了一种高效、准确的新型计算流体力学数值模拟方法。

摘要： 本发明是一种用于分析自然循环系统热工水力特性的自适应多尺度耦合方法，其特点是，包括建立自然循环系统、初始流速优化、设计交互参数自适应收敛判据、构建自适应收敛标准函数。采用自然循环系统的驱动压头和总阻力压降间的定量关系优化初始流速；将一维和三维程序交互参数的方差作为判断三维程序计算参数是否达到稳定或接近稳定态的收敛标准，并基于耦合流速构建收方差的自适应函数；根据一维和三维程序的交互流速自适应调节收敛标准，实现耦合程序收敛至精确值。本发明具有自适应能力强、高效易行和鲁棒性高等优点。特别适用于分析具有复杂结构热源的自然循环系统的热工水力特性。

摘要： 本发明公开了一种板状燃料堆芯亚通道级三维热工水力分析方法，该方法主要内容如下：1、建立由通道级网格与亚网格组成的亚通道级网格；2、对生成的两类网格进行标记；3、在控制方程中附加源项、修正几何与引入湍流搅混以构建冷却剂流动换热分析模型；4、针对原固体域设置离散节点，构造燃料板热工特性数值求解模型；5、建立流固耦合传热模型。本方法通过对板状燃料全堆芯进行亚通道级网格划分，在精确计算冷却剂温度场与流场、板状燃料温度分布的基础上，简化网格规模、显著降低计算资源，同时能够捕捉冷却剂流动与换热细节，为在工程中使用数值模拟技术对板状燃料全堆芯进行热工水力特性分析提供了一种兼具效率与精度的新型研究方法。

摘要： 本发明公开了一种电加热燃料组件热工水力实验装置，主要解决现有技术无法基于脉冲堆及粗棒燃料元件的棒束对流体进行单相流动换热、两相流动换热以及临界热流密度等热工水力特性进行研究的技术问题。本实验装置包括电加热组件、连接在电加热组件两端的电极连接装置、及套设在电加热组件外侧的流体通道；流体通道包括从底部到顶部依次设置并分别用连接法兰和紧固螺栓相连接的底部盖压板、进口组件、进口稳流段、可视化实验段、出口稳流段、出口组件及顶部盖压板；本装置中电加热组件的排列方式与脉冲堆燃料元件排列方式一致，且水力直径等效，可以更好的模拟真实情况，为实际脉冲堆热工水力特性的研究提供数据支撑。

摘要： 本发明公开了一种核反应堆热工水力瞬态试验电功率调节方法及系统，通过实时获取热工水力试验系统的运行参数结合引入的反应性模型计算当前功率需求值，并依据功率计算的当前功率需求值进行自动调节；解决核反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制难的问题，能够保证核反应堆热工水力试验过程中电功率实现自动控制和调节，精确模拟反应堆实堆在运行过程中的功率变化；在工况切换过程，即便功率变化剧烈，无法手动操作的情况下，也可以根据上述方法计算获知电功率需求值，及时对热工水力试验系统进行电功率调节。

摘要： 极地环境核动力装置非能动余排热工水力试验装置与方法，试验装置包含制冰循环回路与池式非能动余热排出系统试验回路，制冰循环回路中制冰回路通过止回阀与离心泵连接试验换热水池入口，换热水池输出口管道通过连接离心泵后进入制冰回路入口构成循环回路。池式非能动余热排出系统试验回路中电加热蒸发器出口管道连接管束式热器上部入口，管束式换热器出口管道连接管壳式冷却系统壳侧入口，管壳式冷却系统壳侧出口管道与电加热蒸发系统入口相连构成回路。本发明能模拟运动与极端低温叠加环境下核动力装置非能动余热排出系统热工水力特性，为非能动余热排出系统在极地低温环境中热工水力特性的相关研究提供有效的试验装置。

摘要： 本发明公开了一种核反应堆热工水力系统试验二回路启动方法，通过一回路与二回路的配合，设计合理、有序的操作步骤，解决高温高压核反应堆热工水力系统试验过程中二回路启动困难问题，能够使系统试验的二回路安全、有效地启动；在启动过程中，实时获取一回路的温度信息，根据一回路的温度信息调节二回路使给水单元的给水流量；与一回路紧密配合，考虑了二回路设备运行过程中的参数要求，使核反应堆热工水力系统试验能够安全、稳定地启动，为实际核反应堆瞬态热工水力系统提供数据基础。

摘要： 本申请提出了一种基于专家知识库的热工水力模型修正方法、装置、计算机设备及存储介质，涉及核电站模拟机技术领域。该方法包括：获取电厂热工水力系统在设定工况下的运行数据；按照所述设定工况对模拟机热工水力模型进行工况设置，以获取所述热工水力模型在所述设定工况下的模拟数据；根据所述运行数据及所述模拟数据对所述热工水力模型进行修正，直至所述运行数据及所述模拟数据间的差异满足预设条件。由此，实现了对全范围模拟机的热工水力模型的修正，进而为提高全范围模拟机模拟结果的可靠性提供了支撑。