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Numerical studies of stepwise radial fuel shuffling in a traveling wave reactor

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Science China(Technological Sciences) 2014年第6期57卷 1229-1237页

作者： ZHANG DaLin ZHENG MeiYin AN HongZhen CHEN XueNong TIAN WenXi qiu suizheng SU GuangHui School of Nuclear Science and Technology Xi'an Jiaotong University Nuclear and Radiation Safety Center Ministry of Environmental Protection of the People's Republic of China Institute for Nuclear and Energy Technologies Karlsruhe Institute of TechnologyEggenstein-Leopoldshafen D-76344Germany

The concept of travelling wave reactor(TWR)applies the mechanism of self-sustaining and propagating nuclear fission travelling waves in fertile media of 238U and 232Th to achieve very high fuel *** on this concept,a stepwise radial fuel shuffling strategy was proposed and applied to a sodium-cooled fast reactor(SFR)loading metallic 238U *** multi-group deterministic neutronic code ERANOS with JEFF3.1 data library was used as a basic tool to perform the neutronics and burnup *** inward fuel shuffling calculations were first performed in a 1-D cylindrical case for parametric understanding,and then extended to a 2-D R-Z *** shuffling calculations for the 1-D and 2-D SFR model yielded some interesting *** asymptotic keff varied parabolically with the characteristic fluence,while the burnup increased *** highest burnup achieved in 2-D case was 38%.The power peak shifted from the fuel outlet side(core centre)to the fuel inlet side(core periphery)in both 1-D and 2-D cases and the corresponding peaking factor decreased dramatically along with the characteristic *** present research demonstrated that the proposed stepwise radial fuel shuffling in the sodium fast reactor achieved the characteristics of the traveling wave reactor.

关键词：内燃料反应堆行波数值研究洗牌径向燃耗计算铀-238

CFD simulation of thermal hydraulic characteristics in a typical upper plenum of RPV

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Frontiers in Energy 2021年第4期15卷 930-945页

作者： Mingjun WANG Lianfa WANG Yingjie WANG Wenxi TIAN Jian DENG Guanghui SU suizheng QI State Key Laboratory of Multiphase Flow in Power Engineering Department of Nuclear Science and TechnologyXi’an Jiaotong UniversityXi’an 710049China Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory Nuclear Power Institute of ChinaChengdu 610213China

A comparative computational fluid dynamics(CFD)study was conducted on the three different types of pressurized water reactor(PWR)upper plenum,named TYPE 1(support columns(SCs)and control rod guide tubes(CRGTs)with two large windows),TYPE 2(SCs and CRGTs without windows),and TYPE 3(two parallel perforated barrel shells and CRGTs).First,three types of upper plenum geometry information were collected,simplified,and adopted into the BORA facility,which is a 1/5 scale system of the four-loop PWR ***,the geometry,including the upper half core,upper plenum region,and hot legs,was built using the Salome *** that,an unsteady calculation to simulate the reactor balance operation at hot full power scenario was ***,the differences of flowrate distribution at the core outlet and temperature distribution and transverse velocity inside the hot legs with different upper plenum internals were *** results suggest that TYPE 1 upper plenum internals cause the largest flowrate difference at the core outlet while TYPE 3 leads to the most even distributed *** distribution and evolution pattern of the tangential velocity inside hot legs is highly dependent on the upper plenum *** counter-rotating swirls exist inside the TYPE 1 hot leg and only one swirl revolving around the hog leg axis exist inside the TYPE 2 hot *** TYPE 3,two swirls like that of TYPE 1 rotating around the hot leg axis significantly increase the temperature homogenization *** research provides meaningful guidelines for the future optimization and design of advanced PWR upper plenum internal structures.

关键词： pressurized water reactor(PWR) upper plenum internal structures temperature distribution computational fluid dynamics(CFD)

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钠冷快堆堆芯熔融物射流碎裂特性理论研究

原子能科学技术 2023年第2期57卷 251-263页

作者：葛魁张亚培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西安710049

在钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物可能掉入冷却剂中并与液态金属钠相互作用,导致熔融物的碎裂及凝固,并在堆芯捕集器或下封头内重定位形成堆芯碎片床。熔融物的射流碎裂特性直接关乎堆芯碎片床的冷却及再临界行为。本文基于线性稳定性... 详细信息

在钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物可能掉入冷却剂中并与液态金属钠相互作用,导致熔融物的碎裂及凝固,并在堆芯捕集器或下封头内重定位形成堆芯碎片床。熔融物的射流碎裂特性直接关乎堆芯碎片床的冷却及再临界行为。本文基于线性稳定性理论、运动学方程和交界面修正拉普拉斯定律,推导出考虑沸腾和凝固效应的熔融物射流表面不稳定性增长方程,建立了液态金属钠中熔融物射流碎裂模型,并提出了典型环境中熔融物射流碎裂准则。随后使用熔融物射流碎裂模型对COSA实验结果进行了对比分析。本研究结果将为钠冷快堆严重事故的评估论证提供可靠工具,对严重事故缓解措施的设计也具有重要的指导意义和参考价值。

关键词：钠冷快堆熔融燃料与冷却剂相互作用射流碎裂 COSA实验

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 261-270页

作者：刘凯王明军田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院动力工程多相流国家重点实验室陕西省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模... 详细信息

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。

关键词： OpenFOAM 压水堆堆芯耦合换热子通道分析

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空间热离子反应堆在轨保温策略及分析

原子能科学技术 2022年第12期56卷 2757-2764页

作者：金钊王成龙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

复杂的宇宙热环境对于空间反应堆安全入轨是巨大的挑战,设计不当将导致液态金属工质冷凝,阻碍反应堆安全启动。本文基于空间热离子反应堆系统瞬态分析程序TASTIN,开发了辐射器热流传输模型(TASTIN-RAD)以及遮热罩辐射传热模型(TASTIN-SH... 详细信息

复杂的宇宙热环境对于空间反应堆安全入轨是巨大的挑战,设计不当将导致液态金属工质冷凝,阻碍反应堆安全启动。本文基于空间热离子反应堆系统瞬态分析程序TASTIN,开发了辐射器热流传输模型(TASTIN-RAD)以及遮热罩辐射传热模型(TASTIN-SHIELD),对空间热离子反应堆系统在非自旋及自旋飞行状态下,开式及闭式遮热罩方案进行了设计分析。结果表明,在无额外热源投入下,在首个飞行周期内,自旋状态优于非自旋状态,在随后飞行周期内非自旋状态优于自旋状态,反应堆非自旋在轨飞行24 h后流体温度接近凝固点(260 K),需采取额外保温措施。采用开式遮热罩,太阳热流对流体加热效果显著,飞行24 h后流体最低温度295 K,可保证流体不凝固。采用闭式遮热罩,遮热罩顶端具有特殊吸发比,可加热系统回路,在经历两个周期的绕轨飞行后,回路流体最低温度升高至301.5 K。两种保温方案均有效保障了系统长时间运行,具有较高安全裕度。本文计算结果为空间热离子反应堆在轨保温方案设计提供了基础。

关键词：热离子反应堆飞行姿态在轨保温策略

VVER型反应堆上腔室及热腿三维流动传热特性研究

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核科学与工程 2022年第4期42卷 776-784页

作者：陈静秋穗正王明军黄鹏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 江苏核电有限公司江苏连云港222042

由于内部构件结构和运行条件复杂,VVER型反应堆上腔室和热腿内的三维流动和传热现象具其特殊性。热分层导致热腿同一横截面不同位置热电阻温度值出现差异。为研究VVER-1000型反应堆内部详细的热工水力特性,在合理简化的基础上,采用三维... 详细信息

由于内部构件结构和运行条件复杂,VVER型反应堆上腔室和热腿内的三维流动和传热现象具其特殊性。热分层导致热腿同一横截面不同位置热电阻温度值出现差异。为研究VVER-1000型反应堆内部详细的热工水力特性,在合理简化的基础上,采用三维CFD方法建立上腔室和热腿真实结构较精细的模型。通过数值模拟获得整体流场和温度场分布,关注局部详细的流动和传热参数,并分析热腿热分层的影响因素。结果表明:上腔室内冷却剂最大温差减小但并未充分搅混。热腿初始截面处热分层温差最大约13℃,并且出现两股显著的反向旋转流。径向和切向流速的存在使得冷却剂不断搅混,直至热腿下游的温度趋于均匀。堆芯吊篮不同高度的开孔内流体温度和流量对热腿热分层有显著影响。

关键词： VVER 上腔室及热腿 CFD

核动力蒸汽发生器三维热工水力分析程序STAF的发展与应用

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2239-2252页

作者：田文喜王明军曾春杰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

蒸汽发生器(SG)作为核动力系统一、二次侧能量转换枢纽,保证其安全运行至关重要。为对标国外先进SG三维热工水力分析程序,西安交通大学核反应堆热工水力团队(NuTHeL)基于多孔介质方法和漂移流模型自主开发了SG三维热工分析程序——STAF... 详细信息

蒸汽发生器(SG)作为核动力系统一、二次侧能量转换枢纽,保证其安全运行至关重要。为对标国外先进SG三维热工水力分析程序,西安交通大学核反应堆热工水力团队(NuTHeL)基于多孔介质方法和漂移流模型自主开发了SG三维热工分析程序——STAF系列。初始程序STAF1.0将SG一次侧简化为一维流动,与采用多孔介质模型的二次侧实现耦合换热。为实现蒸汽发生器一、二次侧全三维高精度耦合分析,团队基于局部精细化建模结合重叠网格方法,进一步开发了一、二次侧全三维耦合瞬态分析程序STAF-CT(STAF2.0)。近些年,团队基于开源CFD平台OpenFOAM开发了STAF3.0版本,在原有计算功能基础上实现了并行计算,大幅提高了计算效率。本文详细介绍STAF系列程序数学物理模型、开发验证过程,并重点介绍STAF系列程序在核工程领域典型应用,包括SG三维稳态及瞬态热工水力特性分析、带轴流式预热器强化换热、堵管运行、二次侧^(16)N迁移、腐蚀沉积和海洋条件下SG热工水力响应特性等。

关键词：蒸汽发生器多孔介质 STAF系列 CFD 自主化程序

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兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

原子能科学技术 2022年第6期56卷 1022-1033页

作者：岳坤王成龙张冉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

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态... 详细信息

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。

关键词：空间气冷堆瞬态分析启动停堆

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蒸汽发生器全尺寸汽水分离装置模型开发

原子能科学技术 2022年第11期56卷 2253-2261页

作者：曾春杰王明军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

汽水分离装置是核动力系统蒸汽发生器(SG)重要组成部分。目前针对汽水分离装置的研究包含试验与模拟两种方法,受限于成本和计算资源,现有研究主要是对汽水分离装置中单一旋叶式分离器或波形板干燥器开展。但在SG不同位置处分离器或干燥... 详细信息

汽水分离装置是核动力系统蒸汽发生器(SG)重要组成部分。目前针对汽水分离装置的研究包含试验与模拟两种方法,受限于成本和计算资源,现有研究主要是对汽水分离装置中单一旋叶式分离器或波形板干燥器开展。但在SG不同位置处分离器或干燥器入口参数不相同,存在负荷不均问题。为此,本研究基于已有分离器和干燥器分离效率计算模型,对汽水分离装置适当简化,开发SG全尺寸汽水分离装置模型。研究SG中不同位置处分离器和干燥器分离效率分布特性以及干燥器液滴负荷不均情况。计算结果可为SG汽水分离装置设计提供参考,开发的汽水分离模型已植入自主化SG全流域热工水力计算分析程序STAF。

关键词：蒸汽发生器旋叶式汽水分离器波形板干燥器分离效率多孔介质