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多层各向异性包壳力学模型开发与应用

核动力工程 2024年第S1期 110-116页

作者：张睿潇贺亚男巫英伟田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室

由高致密度纯SiC和SiC纤维/基体复合材料（SiCf/SiC）组成的多层SiC复合包壳是当前事故容错燃料（ATF）包壳的热门选型，当前应用的典型燃料性能分析程序缺乏对于SiCf/SiC材料各向异性力学行为的建模能力，为提高燃料性能分析中复合SiC... 详细信息

由高致密度纯SiC和SiC纤维/基体复合材料（SiCf/SiC）组成的多层SiC复合包壳是当前事故容错燃料（ATF）包壳的热门选型，当前应用的典型燃料性能分析程序缺乏对于SiCf/SiC材料各向异性力学行为的建模能力，为提高燃料性能分析中复合SiC包壳力学计算的准确性，本文开发了一套适用于多层各向异性材料的力学模型，并将其集成到燃料性能分析程序FRAPCON4.0中，采用多层SiC包壳热力耦合算例对模型正确性进行了验证。实现了对具有正交各向异性力学特性和多轴类塑性行为的SiC复合包壳的力学计算功能，分析了双层SiC包壳燃料元件堆内稳态运行工况的性能。本研究建立的力学模型适用于任意多层圆柱结构燃料元件，并具备正交各向异性力学参数及行为的分析能力，可应用于多种新型燃料元件分析。

关键词： SiC包壳事故容错燃料(ATF) 芯块-包壳机械相互作用(PCMI) 各向异性材料

熔盐沿螺旋十字型单棒层流混合对流传热数值研究

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核动力工程 2024年第3期 76-84页

作者：姜殿强张大林陈凯龙田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院

西安交通大学提出的小型氟盐冷却高温堆（FuSTAR）概念设计采用了螺旋十字型燃料组件。为研究熔盐在螺旋十字型燃料组件的混合对流传热特性，建立了螺旋十字型单棒通道模型。采用计算流体力学（CFD）方法，以实验数据验证数值计算模型，... 详细信息

西安交通大学提出的小型氟盐冷却高温堆（FuSTAR）概念设计采用了螺旋十字型燃料组件。为研究熔盐在螺旋十字型燃料组件的混合对流传热特性，建立了螺旋十字型单棒通道模型。采用计算流体力学（CFD）方法，以实验数据验证数值计算模型，94%壁温数据点的数值计算值与实验测量值之差在±5℃的范围内，94%平均传热系数数据点的数值计算值与实验测量值相对误差范围是-15%～15%。熔盐沿螺旋十字型棒混合对流传热的结果表明，自然对流在整体混合对流传热的影响程度与入口温度、热流密度有关；Φ/Gz（Φ为自然对流无量纲数的组合变量，Gz为格雷兹数）能更合理地评估自然对流在整体对流传热中的影响程度。此外，拟合了在30≤Re≤500,6≤Pr≤26,600≤Gr≤42000(Re为雷诺数，Pr为普朗特数，Gr为格拉晓夫数)时熔盐沿螺旋十字型单棒的层流混合对流传热关系式。

关键词：氟盐冷却高温堆 FuSTAR 螺旋十字型燃料层流混合对流计算流体力学(CFD)

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板状燃料富集度对燃料性能的影响研究

核技术 2024年第6期47卷 159-167页

作者：岳智瑛贺亚男刘洪权巫英伟章静苏光辉田文喜秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核电技术重点实验室西安710049 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

核燃料的富集度对燃料性能有着重要的影响。为探究燃料富集度对U3Si2-Al板状燃料性能的影响,本研究基于BEEs-Plates/OpenMC/ZEBRA耦合程序,针对15%、20%和25%富集度的组件开展了中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算,并分析了组件平均燃... 详细信息

核燃料的富集度对燃料性能有着重要的影响。为探究燃料富集度对U3Si2-Al板状燃料性能的影响,本研究基于BEEs-Plates/OpenMC/ZEBRA耦合程序,针对15%、20%和25%富集度的组件开展了中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算,并分析了组件平均燃耗达125.71 GWd·tU^(-1)时的中子物理参数和燃料性能参数。计算结果表明,燃料组件富集度越高,其体积应变、蠕变应变和塑性应变越大。对中子物理参数的分析结果表明,25%富集度的组件功率密度比15%富集度的组件高出约18%,且富集度越高的组件最大燃耗也越大。对燃料性能参数的分析结果表明,25%富集度的组件塑性应变比15%富集度的组件最大高约40%,说明富集度越高的组件越容易发生失效。

关键词：中子物理热工水力燃料性能 U3Si2-Al燃料多物理场耦合

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基于网格变形法铅铋快堆组件堵流事故模拟

核动力工程 2024年第3期 95-103页

作者：刘政隆秋涵瑞王明军孙浩田文喜苏光辉西安交通大学核科学与技术学院中广核研究院有限公司

铅铋快堆中，燃料包壳或堆内结构材料会受铅铋合金腐蚀而脱落，堵塞冷却剂通道，引起局部传热恶化，最终导致包壳失效，因此需要分析堵流条件下组件内流动换热特性。绕丝组件结构复杂，非结构化网格划分方法网格量大，对计算资源要求较... 详细信息

铅铋快堆中，燃料包壳或堆内结构材料会受铅铋合金腐蚀而脱落，堵塞冷却剂通道，引起局部传热恶化，最终导致包壳失效，因此需要分析堵流条件下组件内流动换热特性。绕丝组件结构复杂，非结构化网格划分方法网格量大，对计算资源要求较高。为减少网格量，采用基于径向基函数（RBF）的网格变形法对光棒组件网格进行变形，得到带绕丝组件全六面体网格并开展数值计算。与实验数据相比，全六面体网格计算结果与实验值符合良好，其网格量远少于非结构化网格，能够实现带绕丝组件堵流事故快速计算。开展典型61棒带绕丝组件堵流计算，结果显示柱状堵流流场恢复更快而局部温升更高；板状堵流流场需要更长距离恢复但局部温升小。

关键词：铅铋快堆组件堵流事故计算流体动力学(CFD) 径向基函数(RBF) 网格变形

基于ACENA程序的凤凰堆自然循环试验数值模拟

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核动力工程 2024年

作者：刘雅鹏张大林陈宇彤周磊田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院

自然循环余热排出是池式钠冷快堆重要的非能动安全特征，但同时也给钠冷快堆的设计与安全分析带来了新的问题和挑战。在全厂断电事故下，钠冷快堆能否建立起自然循环，自然循环能否带走堆芯的衰变热，是反应堆安全分析的重要内容。为验... 详细信息

自然循环余热排出是池式钠冷快堆重要的非能动安全特征，但同时也给钠冷快堆的设计与安全分析带来了新的问题和挑战。在全厂断电事故下，钠冷快堆能否建立起自然循环，自然循环能否带走堆芯的衰变热，是反应堆安全分析的重要内容。为验证液态金属堆事故分析程序ACENA在钠冷快堆自然循环余热排出的模拟计算的可靠性，对法国原子能委员会（CEA）在池式钠冷快堆凤凰堆寿期末开展的自然循环试验开展建模分析。模型中的钠池采用二维有限差分方法来考虑热分层对自然循环的影响。验证结果表明，ACENA能够准确分析钠冷快堆由强迫循环转变为自然循环的过程并对关键参数进行准确的预测，能够计算钠池内的热分层现象，具备钠冷快堆自然循环余热排出的计算能力。

关键词：钠冷快堆自然循环余热排出凤凰堆 ACENA

基于有限元方法的液态金属子通道程序开发与验证

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原子能科学技术 2024年

作者：朱昕阳陈荣华王金顺田家豪秋穗正苏光辉田文喜西安交通大学核科学与技术学院

液态金属冷却快堆因其核燃料增殖以及核废料嬗变能力而备受关注，为满足我国液态金属快堆的设计建设需求，本文基于多物理场耦合平台MOOSE开发了适用于液态金属冷却快堆的子通道分析程序FLARE，并与东芝（Toshiba）37棒束实验数据、KNS... 详细信息

液态金属冷却快堆因其核燃料增殖以及核废料嬗变能力而备受关注，为满足我国液态金属快堆的设计建设需求，本文基于多物理场耦合平台MOOSE开发了适用于液态金属冷却快堆的子通道分析程序FLARE，并与东芝（Toshiba）37棒束实验数据、KNS 37棒束实验数据以及欧洲铅冷快堆ALFRED设计限值进行了对比验证。本程序计算结果与Toshiba实验值和KNS实验值符合良好，并在ALFRED的计算中与同类程序SACOS-LMR结果相当，初步验证了本程序具备对液态金属快堆组件内关键参数进行准确计算的能力。本程序能为液态金属快堆组件的热工水力分析提供有效的设计与分析工具。

关键词：子通道程序 MOOSE 液态金属热工水力分析

熔融不锈钢与液态钠相互作用的瞬态换热特性研究

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原子能科学技术 2024年

作者：刘雅鹏张大林陈宇彤林悦张熙司田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程及多相流国家重点实验室核科学与技术学院中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所

钠冷快堆严重事故下，堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用，如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象，可能会导致堆芯的再临界，从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中，堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾，从而影响熔融物... 详细信息

钠冷快堆严重事故下，堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用，如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象，可能会导致堆芯的再临界，从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中，堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾，从而影响熔融物射流碎裂与碎片形成。因此，采用严重事故分析程序ACENA对COSA实验平台上开展的熔融不锈钢与液态钠的相互作用的实验进行分析，验证程序对熔融不锈钢与液态钠相互作用过程的瞬态换热特性的分析能力。验证结果表明：程序会高估熔融不锈钢射流与钠池接触时的换热，且不考虑熔融不锈钢外侧凝固形成的硬壳对换热的影响会导致对换热速率的高估。

关键词：钠冷快堆熔融燃料与冷却剂相互作用 ACENA程序

空间热环境对空间反应堆电源系统SP-100正常运行的影响

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原子能科学技术 2024年

作者：黄金露王成龙刘天才郭春秋田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院中国原子能科学研究院

空间反应堆电源从地球发射到在轨运行期间，处于复杂的空间热环境中，主要包括来自太阳的直接照射、地球反照和地球红外照射等。本文以SP-100堆芯-斯特林能量转换型空间反应堆电源系统为研究对象，借助热分析软件Thermal Desktop的SINDA... 详细信息

空间反应堆电源从地球发射到在轨运行期间，处于复杂的空间热环境中，主要包括来自太阳的直接照射、地球反照和地球红外照射等。本文以SP-100堆芯-斯特林能量转换型空间反应堆电源系统为研究对象，借助热分析软件Thermal Desktop的SINDA/FLUINT和RadCAD模块开展了空间反应堆电源在轨运行期间的热分析计算，研究了空间热环境对空间反应堆电源正常运行的影响。根据空间反应堆电源轨道平面β角和轨道高度，确定电源在轨期间最热和最冷工况并开展热分析计算。结果表明，SP-100反应堆电源系统在轨满功率运行期间，温度随时间周期性变化，高温的一回路锂冷却温度随轨道周期波动变化较小，几乎无温差，而低温的二回路锂冷却剂温度随轨道周期波动变化较大，周期内辐射器进出口管道最大温差达25 K。空间热环境对空间反应堆电源温度的影响还同电源的轨道平面β角、轨道高度和轨道姿态有关。所以，需确定空间反应堆电源的轨道运行参数及姿态，以确保空间反应堆电源各部件都运行在可接受的温度以内，保障电源的运行安全。

关键词：空间反应堆电源空间热环境 Thermal Desktop 轨道运行参数

基于CFD方法的铅铋堆组件操作头射流搅混特性研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 77-86页

作者：张吉王莹杰王明军田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室西安710049 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

在铅铋堆上腔室内,不同功率组件流出的铅铋搅混过程中流体温度波动可能导致固体结构发生热疲劳,危害铅铋堆运行安全。本文基于计算流体动力学(CFD)方法,建立了适用于铅铋堆组件操作头射流模拟的计算模型并通过实验数据进行了验证,之后... 详细信息

在铅铋堆上腔室内,不同功率组件流出的铅铋搅混过程中流体温度波动可能导致固体结构发生热疲劳,危害铅铋堆运行安全。本文基于计算流体动力学(CFD)方法,建立了适用于铅铋堆组件操作头射流模拟的计算模型并通过实验数据进行了验证,之后对不同入口参数的操作头射流工况进行了模拟。研究结果表明:入口温差的增加会导致操作头下游轴向截面上温度分布不均匀性显著增加,且影响范围持续到测量柱的位置,在计算工况范围内,温差每减小20K时,下游各个截面上温度均方根约减小23.5%;入口速度增加使得二次流增加,但是二次流强度会减小,在计算范围内搅混程度随入口速度增加呈现先减小后增大的变化趋势。本文可为铅铋堆组件操作头下游流场分析、操作头结构优化设计和堆芯流量分配设计等研究提供参考。

关键词：射流搅混堆芯出口铅铋合金计算流体动力学(CFD)

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