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核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

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原子能科学技术 2024年第2期58卷 257-271页

作者：巫英伟贺亚男章静田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具... 详细信息

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

关键词：多物理场有限元系统分析子通道燃料性能

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45卷 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710049

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... 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)

基于有限体积法碱金属高温热管冷态启动流动换热数值研究

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 50-59页

作者：赵昊城张泽秦王成龙秋穗正田文喜苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

为建立碱金属高温热管启动瞬态和运行稳态工作特性预测方法,本研究采用有限体积法(FVM)建立管壁导热模型、吸液芯流动传热模型和蒸气区模型。基于C语言开发并验证了碱金属高温热管的冷态启动瞬态分析程序,最大相对偏差为9.8%。仿真模拟... 详细信息

为建立碱金属高温热管启动瞬态和运行稳态工作特性预测方法,本研究采用有限体积法(FVM)建立管壁导热模型、吸液芯流动传热模型和蒸气区模型。基于C语言开发并验证了碱金属高温热管的冷态启动瞬态分析程序,最大相对偏差为9.8%。仿真模拟了单根水平钠热管启动瞬态并开展敏感性分析,结果显示:对于本研究中使用的热管,在固定输入功率为1 000 W的环境条件下,启动开始后700 s热管蒸气区完全进入连续流态,到达稳态总用时为3 000 s,启动过程中工质熔化阶段吸液芯内部压力相对值逐渐增大,熔化完成后压力相对值略有降低;稳态运行下热管等温性良好,外壁面轴向温差稳定在22.5 K,吸液芯内部压降约为47 Pa;环境温度升高会延长热管到达稳态所需时间,并对稳态蒸气压力和流速分布产生一定影响;绝热段长度增加同样延长了热管启动到达稳态时间,同时对吸液芯内流体压力和速度分布存在一定影响。

关键词：高温热管数值模拟冷态启动有限体积法

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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45卷 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西安710049 中广核研究院有限公司广东深圳518000

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... 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

池式铅冷快堆SGTR事故多组分多相流动过程数值模拟研究

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原子能科学技术 2024年第S1期58卷 16-32页

作者：陈宇彤张大林林悦张熙司田文喜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 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进... 详细信息

本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进行了验证计算,在此基础上,针对欧洲先进铅冷示范堆ALFRED的设计方案分别开展了热态满功率稳态校核计算和假想无保护蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故瞬态模拟,重点关注了SGTR事故后铅池内多相流动过程以及包壳最高温度、燃料最高温度、堆芯相对功率以及主容器压力等参数的演变,并分析了断管数量、铅冷却剂循环路径以及所采用的机理模型等影响因素对ACENA程序计算结果的影响。本文研究结果表明,Ishii-Chawla-suzuki相间曳力系数模型结合Ishii等提出的相间界面面积浓度输运模型能够较好地模拟圆形/环形铅铋流道中上升气泡的扩散迁移特性;通过对KYLIN-Ⅱ-S实验的模拟说明ACENA程序能够较为合理地预测熔融铅基合金-水相互作用过程中,铅池内压力波动和温度瞬变等现象;ACENA程序对ALFRED堆稳态满功率下关键热工参数的计算结果与国际认可的一维系统程序TRACE/FRED的计算结果基本一致,证明了ACENA程序全堆级计算结果的可靠性;对ALFRED堆假想SGTR事故的计算验证了ACENA程序对铅冷快堆SGTR事故下复杂多组分多相流动现象的模拟能立,且计算结果表明合理设计一次侧冷却剂循环路径、尽可能降低管道破损数量均对消减铅冷快堆SGTR事故后果具有重要意义。本工作可为我国池式铅冷快堆SGTR事故安全分析提供技术参考。

关键词：铅冷快堆 ALFRED 蒸汽发生器传热管破裂 ACENA程序多相流动机理模型安全分析

核反应堆两相流和严重事故关键现象粒子法模拟研究

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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

液态金属冷却快堆子通道分析软件SACOS-LMR研发与工程应用

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原子能科学技术 2024年第3期58卷 581-592页

作者：王金顺陈荣华朱昕阳田家豪田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主... 详细信息

子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。

关键词：液态金属冷却快堆堆芯热工水力分析子通道分析方法 ALFRED

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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

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)