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空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1245-1254页

作者：张冉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 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

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优... 详细信息

球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板孔隙率对堆芯流量分配几乎没有影响,孔隙率峰值比为2.0的热孔板可有效避免堆芯热点,此外增大冷却剂入口压力会减小堆芯的压损。本文结果可为空间核电推进球床反应堆的设计及安全特性分析提供建议与指导。

关键词：核电推进球床反应堆孔板孔隙率热工水力分析

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液态金属钠在圆管中湍流传热特性研究

原子能科学技术 2013年第9期47卷 1535-1538页

作者：王美巫英伟田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049 西安科技大学能源学院陕西西安710054

采用高Re k-ε模型与壁面函数法对液态金属钠在圆管中湍流传热特性进行数值计算,并与文献实验结果进行了比较,计算值与实验结果符合较好。同时应用该方法研究了湍流程度和加热条件对液态钠传热特性的影响。结果表明:湍流程度对传热的影... 详细信息

采用高Re k-ε模型与壁面函数法对液态金属钠在圆管中湍流传热特性进行数值计算,并与文献实验结果进行了比较,计算值与实验结果符合较好。同时应用该方法研究了湍流程度和加热条件对液态钠传热特性的影响。结果表明:湍流程度对传热的影响主要集中在流道前半段,后半段分子扩散对传热的影响逐渐凸现出来,使不同湍流程度流体传热特性的区别逐渐缩小。初始温度与热流密度对传热特性无明显影响。

关键词：液态金属钠湍流传热特性数值计算

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

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原子能科学技术 2018年第7期52卷 1294-1299页

作者：刘芳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

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内... 详细信息

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留(IVR)分析程序IVRASA-ELLIP,计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热,分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚,并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明,在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小,与热流密度的变化趋势相对应,椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小,椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。

关键词：熔池传热数值模拟椭球形下封头

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氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态分析

原子能科学技术 2018年第5期52卷 795-801页

作者：秦浩王成龙秋穗正田文喜苏光辉西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物,具有强腐蚀性和渗透性,是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆(FHR)中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究,主要讨论在无保护反应性引入(URI)及无保护冷却剂入口过冷(UOC)... 详细信息

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物,具有强腐蚀性和渗透性,是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆(FHR)中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究,主要讨论在无保护反应性引入(URI)及无保护冷却剂入口过冷(UOC)事故下,熔盐堆一回路中的氚产率、石墨吸附量、熔盐溶解量、腐蚀与沉积反应以及氚向二回路的扩散等特性。研究发现,瞬态条件下氚输运特性较稳态时更为复杂多变,呈现出强烈的动态耦合特点,这对氚控设备的性能提出了更高的要求。计算表明,在URI和UOC事故下,氚向二回路的扩散速率均降低,不需投入额外的氚控安全设施。

关键词：氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态工况

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高温氢工质热物理性质计算分析

原子能科学技术 2021年第8期55卷 1411-1419页

作者：房玉良王成龙田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院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省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究,建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型,开发了热物性计算程序Prop_H_H2,适用范围为温度100~3500 K、压... 详细信息

氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究,建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型,开发了热物性计算程序Prop_H_H2,适用范围为温度100~3500 K、压力10^(4)~5×10^(7) Pa。验证表明,Prop_H_H2在适用范围内计算氢工质的物性参数合理可靠,在温度200~3000 K、压力10^(4)~10^(7) Pa范围内,程序预测值更加准确,相对偏差在±5%左右。本研究可为氢工质相关的航天推进、应用物理学、能源动力等行业的科研和应用提供支持借鉴。

关键词：氢气热物理性质计算程序高温高压热解

可移动式熔盐冷却高温堆(TFHR)热工水力特性不确定性分析

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核动力工程 2017年第3期38卷 168-171页

作者：王成龙胡玲文秋穗正苏光辉田文喜西安交通大学西安710049 麻省理工学院美国马萨诸塞州剑桥市02139

基于不确定分析软件DAKOTA、反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5,编写程序耦合接口,对新型20 MWth棱柱式熔盐冷却高温堆稳态热工水力特性进行不确定性分析。选取关键热工参数(如功率、物性、几何尺寸)作为变量输入,基于现有实验堆安全运... 详细信息

基于不确定分析软件DAKOTA、反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5,编写程序耦合接口,对新型20 MWth棱柱式熔盐冷却高温堆稳态热工水力特性进行不确定性分析。选取关键热工参数(如功率、物性、几何尺寸)作为变量输入,基于现有实验堆安全运行经验,指定各参数概率密度分布,经过大量重复性计算,最终得到在95%置信水平下燃料峰值温度的统计分布,进而分析反应堆安全特性。统计结果表明:传热系数和燃料气隙的不确定性对燃料峰值温度影响最为显著且为负相关;燃料峰值温度有0.5%的概率超过燃料稳态运行极限,现有反应堆设计方案需进一步优化。

关键词：可移动式熔盐冷却高温堆不确定性分析 DAKOTA RELAP5

兆瓦级核电推进系统布雷顿循环热电转换特性分析

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原子能科学技术 2019年第1期53卷 16-23页

作者：郭凯伦王成龙秋穗正苏光辉田文喜西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

闭式布雷顿循环是兆瓦级核电推进系统主要采用的动态热电转换方式,具有结构简单、转换效率高等特点。本文针对兆瓦级核电推进系统的动态布雷顿热电转换方式进行特性分析,具体内容包括:对氦气、氮气、二氧化碳和氙气4种工质及它们以不同... 详细信息

闭式布雷顿循环是兆瓦级核电推进系统主要采用的动态热电转换方式,具有结构简单、转换效率高等特点。本文针对兆瓦级核电推进系统的动态布雷顿热电转换方式进行特性分析,具体内容包括:对氦气、氮气、二氧化碳和氙气4种工质及它们以不同比例混合的工质的热物性进行比较,进而对其在兆瓦级核电推进系统闭式布雷顿循环中的换热性能、压力损失系数和透平机械所需级数进行分析;以带有同流换热器和预冷器的直接气体透平循环为研究对象,比较兆瓦级核电推进系统气体透平循环在采用不同比例混合物作为工质时的循环效率,并对参数变化对循环效率的影响进行研究。本研究为兆瓦级核电推进系统气体透平循环在工质选择方面提供了一定的参考,为其设计和控制系统的研究奠定了基础,为以后进行气体透平循环动态性能研究打下了基础。

关键词：兆瓦级核电推进系统动态热电转换闭式布雷顿循环

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熔融物碎裂特性的MPS研究

核动力工程 2015年第5期36卷 173-177页

作者：张蕊田文喜陈荣华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西安710049

在核反应堆堆芯融化事故中,熔融物液滴与液池的相互作用是严重事故中的重要现象,较难进行数值模拟。采用移动粒子半隐式(MPS)方法对熔融物冲击液池以及熔融物在液池中的碎裂过程进行数值模拟。结果表明:熔融物球在冲击液池过程中会迅速... 详细信息

在核反应堆堆芯融化事故中,熔融物液滴与液池的相互作用是严重事故中的重要现象,较难进行数值模拟。采用移动粒子半隐式(MPS)方法对熔融物冲击液池以及熔融物在液池中的碎裂过程进行数值模拟。结果表明:熔融物球在冲击液池过程中会迅速变得扁平,同时出现Rayleigh-Taylor(RT)不稳定性和边界层剥离现象。在碎裂初始阶段熔融物前沿的速度会迅速下降15%。熔融物碎裂行为的模拟结果与实验模拟结果符合较好,验证了MPS模拟熔融物行为的合理性。

关键词：移动粒子半隐式方法熔融物碎裂

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堆芯熔融物与混凝土相互作用数值模拟研究

核动力工程 2021年第S1期42卷 40-46页

作者：许芝春张亚培苏光辉田文喜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学院西安710049

为研究核电厂在严重事故条件下堆芯熔融物与安全壳混凝土堆腔的相互反应(MCCI),通过耦合熔融物-混凝土传热、混凝土高温分解、熔融物内金属氧化、熔融物注水冷却等模型,开发了一套MCCI数值模拟分析程序。利用MACE M3b和OECD/MCCI CCI-3... 详细信息

为研究核电厂在严重事故条件下堆芯熔融物与安全壳混凝土堆腔的相互反应(MCCI),通过耦合熔融物-混凝土传热、混凝土高温分解、熔融物内金属氧化、熔融物注水冷却等模型,开发了一套MCCI数值模拟分析程序。利用MACE M3b和OECD/MCCI CCI-3两组实验数据对开发的程序进行了验证。结果表明,熔融物温度、轴向和径向烧蚀深度、上表面热流密度的计算值与实验测量值符合较好。利用开发的程序对衰变热、混凝土类型和注水时刻进行了敏感性计算和分析,进一步验证了程序的合理性。

关键词：严重事故混凝土烧蚀熔融物冷却