检索结果-南通市图书馆

核反应堆两相流和严重事故关键现象粒子法模拟研究

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

中国科学：技术科学 2024年第7期54卷 1318-1328页

作者：陈荣华田文喜郭凯伦张魁秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院西安710049 陕西省先进核能技术重点实验室西安710049

针对核反应堆冷却剂两相流动沸腾和严重事故熔融物迁移行为等热工安全领域重要难点问题,开发了高精度移动粒子半隐式法求解技术,建立了大密度比相间复杂界面捕捉及汽液相变模拟的两相流粒子法模型,开发了核反应堆严重事故中堆芯降级行... 详细信息

针对核反应堆冷却剂两相流动沸腾和严重事故熔融物迁移行为等热工安全领域重要难点问题,开发了高精度移动粒子半隐式法求解技术,建立了大密度比相间复杂界面捕捉及汽液相变模拟的两相流粒子法模型,开发了核反应堆严重事故中堆芯降级行为的氧化共晶、高温蠕变、消熔凝固及再定位过程粒子法模型,形成了基于粒子法的核反应堆关键热工安全现象复杂过程分析软件平台PANDA,实现了核反应堆冷却剂两相流汽泡动力学、严重事故等复杂现象过程的准确模拟.

关键词：核反应堆汽泡动力学严重事故粒子法 PANDA平台

同方期刊数据库

熔盐沿螺旋十字型单棒层流混合对流传热数值研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

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)

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

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

基于有限元方法的液态金属子通道程序开发与验证

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

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

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

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

基于ACENA程序的凤凰堆自然循环试验数值模拟

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

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

一种适用于钠冷快堆绕丝棒束组件热工水力特性分析的多孔介质模型

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2024年第2期45卷 147-153页

作者：王心安张大林王婷秋穗正苏光辉中广核研究院有限公司广东深圳 518000 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安 710049

为准确预测钠冷快堆堆芯三维热工水力参数分布同时降低计算资源需求,基于表征体元概念建立了针对绕丝棒束组件的三维多孔介质模型,根据组件几何结构特点将冷却剂与固体壁面间的相互作用力分解为分布式阻力,引入包含湍流搅混传热、流体... 详细信息

为准确预测钠冷快堆堆芯三维热工水力参数分布同时降低计算资源需求,基于表征体元概念建立了针对绕丝棒束组件的三维多孔介质模型,根据组件几何结构特点将冷却剂与固体壁面间的相互作用力分解为分布式阻力,引入包含湍流搅混传热、流体导热和燃料棒导热的有效传热系数模型刻画组件的径向传热。采用日本东芝公司核能工程实验室37棒液态钠冷却绕丝棒束组件实验进行模拟计算,数值计算结果与实验结果对比发现,基于论文提出的多孔介质模型可以在多种工况下较好地复现实验结果。因此,本研究提出的多孔介质模型可用于钠冷快堆绕丝棒束组件三维热工水力参数分布预测。

关键词：钠冷快堆绕丝棒束组件表征体元概念多孔介质模型

空间热环境对空间反应堆电源系统SP-100正常运行的影响

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

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

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

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)

同方期刊数据库