板型燃料组件内部流场数值分析

为板型燃料组件的设计和实验研究提供参考 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对板型燃料组件内部流场进行了数值模拟 ,以获得各流速下的板间流场。数值计算结果表明 :板型燃料组件不同流道和单一流道内的流速分布基本均匀 ,在 2 0个流道中居中的 3～ 5流道内的流量比其它流道小一些 ,其中中间流道内的流量最小 ,其流量与平均流量的误差小于 10 % ;提梁对其后部速度场的影响较大 ,对其后部压力场的影响很小。当板间水隙的最大加工误差为0 .15 mm时 ,该流道内的流量与流道内平均流量的误差接近10 %。组件进出口差压计算值与实验值比较接近 ,证明了计算结果的可靠性     

等热流密度加热垂直下降液膜的研究

利用等热流密度加热条件下降膜流动的三维模型方程进行线性稳定性分析和数值模拟。线性稳定性分析表明,模型方程在小到中等Reynolds数下都适用,并且流向不稳定性增长率随着Reynolds数和Marangoni数增加而增加,展向不稳定性增长率则随着Marangoni数增加而增加,随着Reynolds数增加而减小,流向和展向对扰动波数都存在一个不稳定区间。三维数值模拟表明,在等热流密度加热条件下,液膜在随机扰动的情况下最终会形成带孤立波的三维溪流状结构,液膜与气体的换热也因溪流状结构的出现而加强;在随机扰动的基础上引入占优势地位的展向最不稳定扰动会使得换热增强,液膜会提前破裂;在随机扰动的基础上引入占优势地位的流向最不稳定扰动时,液膜的换热会增强,但不会提前破裂;在随机扰动的基础上同时引入占优势地位的流向和展向最不稳定扰动时,换热会加强且液膜会提前破裂。     

粒子法中自由表面粒子识别

针对移动粒子半隐式法MPS(Moving Particle Semi-implicit Method)基于粒子数密度来判断自由表面会出现将内部粒子误判为自由表面粒子的问题,提出了一种结合几何法和体积法的自由表面粒子判定方法。通过对溃坝问题进行数值模拟,结果表明,全新的自由表面粒子判定方法对流体平稳运动以及剧烈运动两种工况,都能准确地判断出自由表面粒子,解决了基于粒子数密度判断方法因粒子分布稀疏产生误判的问题。这种全新的自由表面粒子判定方法对今后采用MPS方法计算两相流问题时,两种介质在界面处的传热传质计算有重要意义。     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

运动条件下反应堆自然循环模型

为研究船舶摇摆、起伏等运动对反应堆自然循环特性的影响,提出了非惯性系一维两流体模型。应用交错网格、有限体积法、半隐一阶迎风格式对质量、动量、能量方程进行离散,开发了运动条件下反应堆自然循环分析程序。通过实验数据对程序进行验证,并采用本程序对一体化反应堆实验回路开展了摇摆运动条件下的两相自然循环模拟。程序验证及模拟结果表明:该程序具备分析运动条件下的反应堆自然循环的能力,能够准确计算出摇摆运动条件下自然循环质量流量及空泡份额的变化趋势。     

粒子法中压力振荡的机理研究

移动粒子半隐式法(moving particle semi-implicit method,MPS)是一种适用于不可压缩流体的无网格方法,MPS方法常应用于自由表面大变形问题.MPS方法提出至今一直存在着严重的压力振荡问题.本研究针对MPS方法中存在的压力振荡现象,首先将实际的物理问题简化为一维模型,并从粒子之间相互位置关系的角度说明了MPS方法中压力波动产生的原因.在采用MPS方法进行模拟时,加入了粒子碰撞模型,通过对碰撞系数的选择从而控制粒子之间的相互位置关系.并且对经典的溃坝问题进行了模拟,结果表明随着碰撞系数的增加,粒子数密度偏差的波动幅度都会减小,从而压力振荡的幅度得到了有效的抑制.并且对比了两种不同核函数对压力振荡的影响,结果表明:采用高斯核函数时,压力振荡的幅度更小,这是因为采用高斯核函数时,相同的粒子位置波动幅度将会得到较小的粒子数密度偏差的波动.由于在模拟过程中粒子运动的随机性,这将导致粒子数密度偏差产生随机的波动,从而产生压力振荡,因此粒子法中的压力振荡很难彻底消除.     

200MW 核供热反应堆重力注硼系统模拟研究准则

描述了２００ＭＷ核供热反应堆（ＮＨＲ－２００）重力注硼系统启动时发生的各种热工水力学现象。推导了描述该系统动态特性的微分方程组。在此基础上提出了在缩小比例的实验系统上进行模拟实验研究时应遵循的模拟准则,即几何准则,联通准则,流动准则,汽化准则及冷凝准则。分析了各准则在注硼系统动态过程中的作用及相对重要性。给出了在几种简化条件下描述该重力注硼系统的微分方程组及模拟准则。此研究对建立重力注硼模拟研究系统,对分析该系统的热工、流动及工作特性,对ＮＨＲ－２００的安全都有重要意义。     

NHR-200燃料组件定位格架水力学模拟实验研究

为了掌握２００ＭＷ核供热堆定位格架对燃料组件阻力系数的影响,采用１１的实验本体,模拟条件为几何形状,雷诺数相同,在ＨＲＨＴＬ－２００水力实验回路上完成本实验研究。描述了实验本体的设计及制作方法,研究了燃料组件进口节流孔板在开孔直径分别为７０ｍｍ,９０ｍｍ和１１０ｍｍ条件下,燃料组件及模拟定位格架的流动阻力特性。分析了定位格架对燃料组件阻力系数的影响。实验还研究了有、无定位格架时棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响。实验结果表明棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响可以忽略。研究结果可直接用于２００ＭＷ核供热堆的热工水力学设计。     

高温堆球床等效导热系数测量实验加热系统设计及可行性验证

为保障高温气冷核反应堆全尺寸堆芯球床等效导热系数研究实验装置在全工况温度范围内实验的顺利实施,详细设计了等效导热系数实验装置加热系统的选材、结构、绝缘及引出方式。进行了比例缩小的验证实验,分析讨论了实验体现出的加热器材料、绝缘件碳化及保温层内散热等技术难点问题。加热器由9组管状石墨单体连接而成,形成圆柱形中心加热体,外置厚100mm的石墨均温套筒。验证实验结果表明:测试温度达到1 600℃以上可长时间稳定可靠运行,关键结构和材料达到设计要求,可有效保障导热系数实验的测量需求。