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行波堆TP-1堆芯热工水力单通道与子通道分析方法研究

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原子能科学技术 2013年第12期47卷 2261-2266页

作者：韦宏洋田文喜丛腾龙黄灏苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术系动力工程与多相流国家重点实验室陕西西安710049 中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026

以泰拉能源公司提出的钠冷行波堆TP-1为研究对象,通过钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST得到堆芯各组件内冷却剂、包壳和燃料棒的平均温度分布。用子通道分析程序SACOS-Na对TAST计算得到的最热组件进行详细分析计算,得到该组件内冷却剂的... 详细信息

以泰拉能源公司提出的钠冷行波堆TP-1为研究对象,通过钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST得到堆芯各组件内冷却剂、包壳和燃料棒的平均温度分布。用子通道分析程序SACOS-Na对TAST计算得到的最热组件进行详细分析计算,得到该组件内冷却剂的温度、压力和流速分布,并得到燃料棒和包壳的温度场。结果表明:单通道与子通道的结合使用能有效提高计算效率,提高反应堆设计的安全性。

关键词：子通道单通道钠冷行波堆

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双面加热环形通道内干涸点的确定

工程热物理学报 2005年第Z1期26卷 129-132页

作者：田文喜秋穗正贾斗南西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049

根据环形管通道内流体流动和换热的特点,以Kirillov和Smogalev提出的干涸点理论模型假设为基础,从最基本的质量守恒方程出发,并引入临界液膜厚度等相应的辅助模型,得到了双面加热环形通道内流动沸腾干涸点的理论模型。同时针对间隙为1.... 详细信息

根据环形管通道内流体流动和换热的特点,以Kirillov和Smogalev提出的干涸点理论模型假设为基础,从最基本的质量守恒方程出发,并引入临界液膜厚度等相应的辅助模型,得到了双面加热环形通道内流动沸腾干涸点的理论模型。同时针对间隙为1.0mm和1.5mm的环形窄缝进行了低压低质量流速工况下干涸点的实验研究。比较发现理论模型预测值与实验结果基本相符。说明本文提出的理论模型适用于低压低流量条件下的窄环形通道。实验同时发现:环状流临界热流密度在系统压力为2.2MPa达到最大值,临界含汽量随质量流速的增大呈缓慢下降趋势。

关键词：环形通道解析模型实验研究双面加热干涸

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钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析

原子能科学技术 2013年第11期47卷 2020-2025页

作者：韦宏洋丛腾龙田文喜杨江秋穗正苏光辉西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST... 详细信息

钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST,并对钠冷行波堆稳态进行计算,表明系统程序运行稳定可靠。采用TAST对失流事故和反应性引入事故进行计算,得到关键参数的瞬态变化,初步验证了钠冷行波堆在这两个事故工况下的安全性。

关键词：钠冷行波堆 TP-1 失流事故反应性引入事故

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

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原子能科学技术 2012年第7期46卷 321-327页

作者：王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧... 详细信息

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。

关键词： RELAP5/MOD3.4 CPR1000 主给水管道破裂空冷二次侧非能动应急热阱

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加热面朝下的池式过渡沸腾实验研究

核动力工程 2008年第5期29卷 56-59页

作者：赵大卫苏光辉田文喜秋穗正 K.Sugiyama 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 北海道大学工学部日本札幌060-8628

在常压下,对宽度为2.2、2.6、3.0、3.2、13.0mm水平小间隙内加热面朝下池式沸腾进行了实验研究,得到了各间隙下加热面朝下池式沸腾的沸腾曲线。与常规池式沸腾曲线比较发现,小间隙内加热面朝下池式沸腾换热能力远低于加热面朝上池式沸... 详细信息

在常压下,对宽度为2.2、2.6、3.0、3.2、13.0mm水平小间隙内加热面朝下池式沸腾进行了实验研究,得到了各间隙下加热面朝下池式沸腾的沸腾曲线。与常规池式沸腾曲线比较发现,小间隙内加热面朝下池式沸腾换热能力远低于加热面朝上池式沸腾换热。运用原始实验数据分析了壁面过热度ΔTw和水平间隙δ对过渡沸腾换热性能的影响。结果表明:Nu数随ΔTw的增大而减小;整体上Nu数随δ的增大而增大,但在非常小的间隙范围内,Nu数随δ的增大会有局部下降趋势。

关键词：加热面朝下池式过渡沸腾水平小间隙

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超临界水并联通道流动不稳定性理论研究

原子能科学技术 2012年第4期46卷 404-409页

作者：冯健田文喜巫英伟田晓燕秋穗正苏光辉西安交通大学核能科学与技术学院陕西西安710049

根据并联通道的结构特点,建立了合理的数学物理模型,采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生,并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不... 详细信息

根据并联通道的结构特点,建立了合理的数学物理模型,采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生,并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不稳定性发生边界的影响。并联通道系统的稳定性随入口压力和入口流量的增大而增强,随入口温度的增大而减弱。

关键词：超临界水半隐式差分交错网格流动不稳定性

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T型管内泡状流相分离特性研究

核动力工程 2014年第2期35卷 53-57页

作者：王来顺刘丽芳田文喜孟兆明杨燕华苏光辉王成龙西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 国核软件技术中心北京100029 国家能源核电软件重点实验室北京100029

以第三代核电技术AP1000中第4级自动降压系统管线(ADS-4)与一回路主管道所形成的T型管为研究对象,使用计算流体力学(CFD)软件,模拟在水平主管内为泡状流时气-液两相流经支管时的分离情况,得到其支/主管分离比、相分布图、压力图和速度场... 详细信息

以第三代核电技术AP1000中第4级自动降压系统管线(ADS-4)与一回路主管道所形成的T型管为研究对象,使用计算流体力学(CFD)软件,模拟在水平主管内为泡状流时气-液两相流经支管时的分离情况,得到其支/主管分离比、相分布图、压力图和速度场图,并研究进口体积分数及气泡尺寸对相分离效应的影响。结果表明:泡状流在T型结构处的相分离现象显著,分离比随进口体积分数的增加而降低,对于特定管道尺寸存在一个使相分离效果最显著的气泡尺寸。

关键词： T型管数值模拟泡状流相分离

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液膜蒸干模型在液态金属CHF预测中的应用

原子能科学技术 2014年第4期48卷 617-621页

作者：马在勇仇子铖巫英伟田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系陕西西安710049

为对圆管中环状流烧干型沸腾临界进行预测,建立了考虑液滴沉积夹带作用的液膜蒸干模型。沉积率、夹带率等相关关系式采用水等常规流体的已有关系式。在一定参数范围内,将模型预测结果与实验数据和经验关系式进行了比较。结果表明:基于... 详细信息

为对圆管中环状流烧干型沸腾临界进行预测,建立了考虑液滴沉积夹带作用的液膜蒸干模型。沉积率、夹带率等相关关系式采用水等常规流体的已有关系式。在一定参数范围内,将模型预测结果与实验数据和经验关系式进行了比较。结果表明:基于常规流体的液膜蒸干模型大体可应用于液态金属,但在临界热流密度(CHF)较大时可能造成较大偏差;钠、钾两种液态金属在CHF较低时预测准确度区别不大,但在CHF较高时区别较为明显。为更加准确预测液态金属CHF,应开发专门的沉积率、夹带率等相关关系式。

关键词：液态金属临界热流密度沉积夹带

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钠冷驻波堆堆芯概念设计研究

核动力工程 2018年第A1期39卷 79-83页

作者：郑美银陈平张大林田文喜苏光辉秋穗正中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

采用自开发程序开展了钠冷驻波堆堆芯概念设计研究,为降低内堆芯功率峰,堆芯采用径向分区设计;为控制径向功率分布,采用由内向外的倒料策略。采用MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE开展堆芯物理分析,研究结果表明:约30个倒料循环后堆芯及其各位... 详细信息

采用自开发程序开展了钠冷驻波堆堆芯概念设计研究,为降低内堆芯功率峰,堆芯采用径向分区设计;为控制径向功率分布,采用由内向外的倒料策略。采用MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE开展堆芯物理分析,研究结果表明:约30个倒料循环后堆芯及其各位置燃料组件达到稳态,反应性和增殖系数只随倒料波动;功率和中子注量率主要集中在内堆芯中间区域,呈"M"型分布,功率峰较低;239Pu核密度在内堆芯沿径向从内到外逐渐升高,裂变产物核密度分布与238U核密度分布相反;堆芯平衡循环卸料燃耗约27.6%,最大卸料燃耗达到29.3%。

关键词：驻波堆概念设计倒料策略物理特性