绕丝交混模型对钠冷快堆组件子通道分析的影响

钠冷快堆燃料棒表面缠绕的绕丝能够强化通道间的冷却剂横向流动，降低组件盒内温度分布的不均匀性，提升反应堆安全性。现有的子通道程序通过采用不同类型的绕丝交混模型，模拟了绕丝对组件盒内各类参数计算结果的影响。为了研究不同绕丝交混模型对钠冷快堆组件盒内流动与传热模拟的影响，基于Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas流动压降模型，分别采用强迫横流模型以及带绕丝湍流交混模型建立了子通道分析方法，并与美国ORNL开展的FFM-2A实验数据以及其他子通道程序针对该实验的分析结果进行了对比验证。结果表明在低流量条件下两种模型均能较好模拟带绕丝组件的流动与传热情况；在高流量条件下使用强迫横流模型分析结果与实验符合较好，使用带绕丝湍流交混模型的分析结果高估了靠近中心通道的出口冷却剂温度。     

铅基反应堆燃料组件间隙横流周期性研究

燃料组件内冷却剂的横流对反应堆堆芯的换热有很大影响,为研究铅基反应堆燃料组件内冷却剂的横向速度分布,对CiADS反应堆燃料组件组件局部的7,19棒束的单螺距及多螺距多种几何进行建模和CFD（Computational Fluid Dynamics）模拟,并对其间隙内横向速度进行分析。研究表明: 19棒束组件内通道、角通道的相邻间隙内横向速度的分布在组件轴向和横向上有明显周期性,横向上根据两个内通道间隙平移旋转的位置关系由一个间隙的结果经过平移一定相位角度可以得到另一个间隙分布结果,沿轴向多螺距模型每个螺距长度内横向速度分布一致。7棒束组件在相同类型通道内横向速度分布大小及趋势与19棒束一致。少棒束单螺距组件结果进行横向及轴向的周期性延拓可以得到多棒束多螺距模型间隙内的横流分布。Cross flow of a coolant in fuel assembly had a great impact on the heat transfer of a reactor core. In order to study the characteristics of the cross flow in lead-based fast reactor assemblies, the CiADS fuel assemblies were used as research object. Fine geometric models and CFD simulation of 7 and 19 pin bundle and multi-pitch length assemblies based on CiADS fuel assemblies were carried out. The distribution of the cross flow velocity in several geometric models was compared and analyzed. The results show that the distribution of the cross flow velocity in gaps of interior and corner channel in 19 pin bundle has obvious periodicity in both axial and horizontal direction. In the horizontal direction, the results of one gap can be translated by a certain phase angle to obtain another gap distribution result according to the positional relationship of the translational rotations of the two internal channel gaps. The distribution of cross flow velocity is uniform in each pitch length of multi-pitch model in the axial direction. And the distribution of transverse flow in gaps of 7 pin bundle is similar to the distribution in the same kind of gaps in 19 pin bundle. The results of fewer pin bundle with single pitch length can be periodically extended in axial and transverse direction to obtain the characteristics of cross flow in geometric models with multi-pitch length and more rods.     

压力管式超临界水堆堆芯核热耦合

针对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)新型62棒设计,其功率密度与燃料温度、冷却剂密度/温度紧密耦合,利用中子物理分析程序(WIMS-AECL)和子通道分析程序(ATHAS),对该设计堆芯进行核热耦合分析,并进行优化,结果表明该耦合方法是有效的。分析结果指出新型62棒燃料组件设计包壳最高温度和冷却剂出口温度都低于设计限值,满足设计目标;并且可以通过调整内外圈燃料富集度至5.5%和4.6%、调整燃料组件内圈棒束节圆由5.30cm到5.175cm,进行优化来获取一个均匀的温度分布;通过对比不同栅距下的慢化剂温度系数和空泡系数,得到一个最佳栅距为21cm。     

子网格在DSMC中的作用及三角形子网格

本文采用直接模拟蒙特卡罗方法对二维微通道内Poiseuille流动进行了数值模拟,通过对不同网格密度下计算结果与"收敛"结果的比较,得到了计算网格特别是子网格系统对计算结果的影响;在此基础上,发展了基于Delaunay三角形非结构网格的子网格系统,讨论了采用该子网格的非结构化网格对模拟结果的影响,结果表明:该方法能有效提高模拟的准确性,而常规无子网格的非结构网格将"虚假"地增加气体流动的稀薄性。     

棒束通道CHF预测方法研究

本文采用实验和数值计算分析相结合的方法,研究了带定位格架棒束通道内过冷流动沸腾工况下临界热流密度(CHF)发生情况.提出了通过采用CFX4.4程序对带定位格架棒束通道内过冷流动沸腾计算来预测CHF发生位置的方法.结果表明,随着程序的发展和物理模型的完善,计算流体动力学方法(CFD)将成为核燃料棒束组件临界热流密度实验、设计和安全评估强有力的计算分析工具.     

加速器驱动嬗变研究装置中关键材料的辐照损伤分析

反应堆中各结构部件的抗辐照性能,对整个系统的使用寿命及安全性有较大的影响。本工作通过MCNPx2.70蒙特卡罗软件建立CiADS散裂靶次临界反应堆模型,结合NJOY2016核数据截面处理软件制作的材料原子离位截面,在堆芯组件数分别为30,42,72盒的情况下分别计算和分析了316L、15-15Ti、SIMP 3种不锈钢材料和ZTA陶瓷作为候选结构材料的中子辐照损伤情况。当用作CiADS燃料包壳时,3种不锈钢材料中SIMP制成的包壳的R_dpa值最小,在燃料组件数为30,42,72盒的情况下其年辐照损伤量分别约为1.16,1.61和12.0 dpa/a。而ZTA制成的燃料包壳的R_dpa值均大于不锈钢材料的辐照损伤。在散裂靶次临界反应堆耦合区域,轴向上CiADS中心管在束靶作用面附近所受到的辐照损伤最大。燃料组件数为30盒时,由316L制成的中心管的辐照损伤率峰值约为2.7 dpa/a。     

粘性不可压流体流动问题用直角坐标网格的贴体解法

研究一种新的全贴体的求解粘性不可压流体流动问题的非结构化直角坐标网格方法.该方法在于利用直角坐标网格但通过在边界附近保留不规则控制体,使得算法是完全贴体的.这有别于目前流行的各种非结构化直角坐标网格方法.通过对两个典型流动问题的计算对该数值方法进行验证.对比结果表明,本方法计算的结果与精确解和STAR-CD的结果在一定Re数和网格数时是很接近的,可以满足一定的精度要求,说明该数值计算方法是可行的.还对二维钝头体周围的流场进行了计算,计算的流场与STAR-CD的结果相当吻和,说明该算法还可计算较复杂的流动现象.     

前置导叶对横流风机性能及气动噪声的影响

在横流风机叶轮前加前置导叶(IGV)可以改善横流风机的进口流场,减少叶片上的流动分离,进而降低横流风机的功率。采用非结构化网格RNGκ-ε两方程模型,分别对不加IGV、加IGV1,以及IGV2的横流风机内部流场进行数值模拟,并对三种情况进行气动性能及噪声试验。数值模拟和试验结果表明在加不同IGV以后,横流风机的噪声增大,但是功率在加IGV2后出现了一定的降低。     

基于JMCT和FLUENT的物理-热工耦合计算

基于蒙特卡罗程序JMCT2.2和商用CFD程序FLUENT,通过C++语言,采用外耦合的方式开发了一套耦合接口程序。利用JMCT网格和FLUENT计算域之间一一映射的方式完成物理模型和CFD模型之间的网格匹配,实现了物理模型的简单划分和CFD模型网格的精细划分。利用该耦合程序计算了压水堆单根燃料棒模型和3×3带水洞的燃料子组件模型,并与MCNP与FLUENT耦合计算结果进行对比。计算结果表明,使用本文的方法,耦合JMCT程序与FLUENT程序能够用于物理-热工耦合计算并准确提供其反馈参数。     

电站压水堆堆芯水力模拟技术

堆芯模拟是压水堆水力模拟实验研究的关键技术，通常采用燃料组件──对应的模拟方式，使堆芯流量分配实验数据有一一对应关系。本文结合秦山核电二期工程介绍了电站压水堆堆芯水力模拟的一般理论和方法。在国内首次应用Ｅ．Ｕ．Ｋｈａｎ压水堆开式栅格堆芯模拟理论，用２ｘ２棒束模拟原型１７ｘ１７棒束，用特殊研制的内磁式涡轮流量计测量堆芯入口流量分配，微型电导电极测量下空腔流动交混，完成了６００ＭＷｅ反应堆水力模拟堆芯的设计、实验等工作。     

压水堆核电站燃料组件弯曲对堆芯中子学的影响分析计算

在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能,进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响）,并使用蒙特卡罗软件JMCT,对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块,对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析,计算结果表明:在某一燃耗下,随着水隙增加或减小,燃料组件功率会随之增加或减小,使堆芯的功率分布发生倾斜,影响核电站的安全运行。     

铅基反应堆自然循环与应急余热排出研究

自然循环特性是铅基反应堆一回路的关键运行特性,对反应堆的非能动应急余热排出具有重要的影响,自然循环特性与余热排出能力是反应堆热工水力研究的重要内容。采用多孔介质方法,建立了CiADS铅基堆1/4三维计算模型,使用FLUENT程序对额定工况与低功率工况进行稳态计算。为了研究全厂断电事故下的余热排出过程,从热工水力的等效原则出发,尝试建立二维等效模型以提高瞬态计算效率。结果表明,CiADS铅基堆具备低功率自然循环运行能力和一定的事故容错能力;二维等效模型与三维模型计算结果吻合较好,可用于瞬态下的简化分析;CiADS铅基堆的非能动余热排出系统能够较好地应对全厂断电事故,反应堆具有良好的固有安全性。     

超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析

超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的六种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题;考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布,计算并分析各区域的中子能谱分布;对失水事故下的超临界水冷堆安全性进行了分析,研究了不同区域冷却剂丢失程度对反应性及有效增殖系数的影响,表明所设计堆型具有较高的安全性;分析处理失水事故的应对措施,验证了使用注入硼水措施处理超临界水冷堆失水事故的可行性。     

基于脉冲中子源法的CiADS反应性测量蒙卡模拟分析

脉冲中子源法(PNS)是加速器驱动次临界系统反应性测量的一种重要技术.利用蒙卡软件建立CiADS次临界反应堆模型,模拟注入脉冲质子束的过程,获得的中子通量的时间演化谱.采用Python语言编程实现脉冲叠加过程,给出稳定缓发中子本底,实现脉冲中子源法的次临界反应堆的反应性测量模拟,给出脉冲周期注入下堆芯不同位置处的中子变...     

超临界水冷堆混合慢化燃料组件设计

现有的超临界水冷堆（SCWR）燃料组件通过采用水棒组件设计方式,以解决中子慢化不足的问题,但对组件及堆芯设计方案的工程可行性带来巨大挑战。提出混合慢化燃料组件,利用未流经燃料区加热的冷却剂与燃料区内固体慢化剂的混合设计,达到完全取消组件水棒设计的目的,实现超临界水冷堆组件的简化设计。计算分析表明,与水棒组件相比,混合慢化燃料组件不仅设计相对简化,而且具有较高的经济性和安全性。     

Investigating hydrodynamic characteristics and peculiarities of the coolant flow behind a spacer grid of a fuel rod assembly of the floating nuclear power unit

The results of experimental investigations of local hydrodynamics of a coolant flow in fuel rod assembly (FA) of KLT-40C reactor behind a plate spacer grid have been presented. The investigations were carried out on an aerodynamic rig using the gas-phase diffusive tracer test. An analysis of spatial distribution of absolute flow velocity projections and distribution of tracer concentration allowed specifying a coolant flow pattern behind the plate spacer grid of the FA. On the basis of obtained experimental data the recommendations were provided to specify procedures for determining the coolant flow rates for the programs of cell-wise calculation of a core zone of KLT-40C reactor. Investigation results were accepted for the practical use in JSC “OKBM Afrikantov” to assess heat engineering reliability of cores of KLT-40C reactor and were included in a database for verification of CFD programs (CFD-codes).     

ITER驱动混合堆次临界包层燃料区结构设计与分析

基于国际热核聚变实验反应堆磁约束聚变-裂变混合能源系统次临界包层的物理-热工设计结果,提出了聚变-裂变混合堆次临界包层燃料区结构设计方案,包括纵骨支撑结构、燃料区结构和锆包壳结构。运用Pro/e建模软件建立了次临界包层燃料区结构模型,并利用ANSYS-workbench mechanical有限元分析软件对纵骨式支撑结构开展了初步力学分析,得到了燃料部件和纵骨式多层支撑结构的最大Tresca应力值、应力分布云图和总变形量,其中最大应力为87.04 MPa,最大变形量为0.17mm。按照第3强度理论校核,计算结果表明纵骨式次临界包层结构各部件能够满足强度要求。