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一体化反应堆自然循环流动传热特性分析

核科学与技术 2023年第1期11卷 39-46页

作者：吴建邦张星亮白宇飞上海核工程研究设计院有限公司部件研究与设计部上海

某型号一体化反应堆采用内置螺旋管式换热组件的部分一体化布置形式和取消主泵的全自然循环设计理念,其堆内结构和驱动力与传统大型压水反应堆存在较大区别。本文采用商业计算流体力学软件Star ccm + 10.02,针对该型号的一体化反应堆开... 详细信息

某型号一体化反应堆采用内置螺旋管式换热组件的部分一体化布置形式和取消主泵的全自然循环设计理念,其堆内结构和驱动力与传统大型压水反应堆存在较大区别。本文采用商业计算流体力学软件Star ccm + 10.02,针对该型号的一体化反应堆开展了堆内自然循环三维流场分析。计算结果表明,冷却剂由于冷热段的高差和密度差形成的驱动力可以和堆内阻力匹配,堆芯支承下板的压降约占反应堆一回路总压降的12%,整个上腔室约占反应堆一回路总压降的30%,反应堆内冷却剂的最高流速为2.2 m/s左右,流速最高的位置出现在堆芯支承下板流水孔中。同时,该堆型堆芯入口流量分配较为均匀,最大流量分配因子为1.05,最小流量分配因子为0.93。

关键词：一体化反应堆自然循环计算流体力学反应堆热工水力

绕丝交混模型对钠冷快堆组件子通道分析的影响

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强激光与粒子束 2023年第9期35卷 123-128页

作者：方闻韬佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

钠冷快堆燃料棒表面缠绕的绕丝能够强化通道间的冷却剂横向流动,降低组件盒内温度分布的不均匀性,提升反应堆安全性。现有的子通道程序通过采用不同类型的绕丝交混模型,模拟了绕丝对组件盒内各类参数计算结果的影响。为了研究不同绕丝... 详细信息

钠冷快堆燃料棒表面缠绕的绕丝能够强化通道间的冷却剂横向流动,降低组件盒内温度分布的不均匀性,提升反应堆安全性。现有的子通道程序通过采用不同类型的绕丝交混模型,模拟了绕丝对组件盒内各类参数计算结果的影响。为了研究不同绕丝交混模型对钠冷快堆组件盒内流动与传热模拟的影响,基于Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas流动压降模型,分别采用强迫横流模型以及带绕丝湍流交混模型建立了子通道分析方法,并与美国ORNL开展的FFM-2A实验数据以及其他子通道程序针对该实验的分析结果进行了对比验证。结果表明在低流量条件下两种模型均能较好模拟带绕丝组件的流动与传热情况;在高流量条件下使用强迫横流模型分析结果与实验符合较好,使用带绕丝湍流交混模型的分析结果高估了靠近中心通道的出口冷却剂温度。

关键词：钠冷快堆绕丝组件盒绕丝交混模型子通道分析反应堆热工水力

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中国核学会2009年活动计划表

核科学与工程 2009年第1期29卷 97-100页

一种百兆瓦级小型模块化熔盐堆堆芯流场分配装置的设计研究

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一种百兆瓦级小型模块化熔盐堆堆芯流场分配装置的设计研究

作者：李青远中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)

学位级别：硕士

熔盐堆是第四代核能系统的重要堆型之一,在固有安全性、经济效益、燃料在线处理、防核扩散等方面具有显著的优势。2011年中科院上海应用物理研究所承担的科技专项“未来先进裂变核能——钍基熔盐堆核能系统”,第二阶段的重要堆型为小型... 详细信息

熔盐堆是第四代核能系统的重要堆型之一,在固有安全性、经济效益、燃料在线处理、防核扩散等方面具有显著的优势。2011年中科院上海应用物理研究所承担的科技专项“未来先进裂变核能——钍基熔盐堆核能系统”,第二阶段的重要堆型为小型模块化钍基液态熔盐堆。本文研究的百兆瓦级小型模块化液态熔盐堆采用熔盐作为燃料和冷却剂,堆芯内的熔盐通道是闭式循环通道,通道之间不发生质量和动量的交换,各通道的质量流量依赖上下腔室对熔盐的分配作用。堆芯流量分配是反应堆热工水力设计的重要内容,与功率密度共同决定了堆芯的热点因子,制约着反应堆的安全性与经济性。功率密度随着反应堆运行状态的改变而变化,而堆芯结构一旦确定,流量分配几乎不能改变。当通道的流量相对功率密度过低时,通道出口处会因熔盐温升过大而出现局部热点,削弱瞬态工况的安全裕量,影响堆芯结构材料的稳定性。同时,反应堆运行时下腔室有可能会产生涡流,局部涡流可能会阻碍熔盐顺畅进入一部分熔盐通道,加剧流量分配的不均匀趋势,涡流区域流体层之间的粘性应力做功亦会导致机械能损失。因此有必要预先对该液态燃料熔盐堆堆芯流量的分配性能进行评估和优化,抑制涡旋,展平流量,消除热点,最终确定一种合理的堆芯流量分配装置的优化设计。本文以小型模块化液态钍基熔盐实验堆的流量分配装置为研究对象,先后从“流量展平”和“温度展平”两个角度,分别提出了4个评价流量分配性能的指标。然后采用计算流体力学(CFD)分析软件Fluent15.0数值模拟的方法,通过对相关热工水力参数的分析,分别研究了下腔室有无折流板、折流板的半径R、折流板与金属支撑栅板的距离L、半椭球型上腔室的高度H、下腔室金属支撑栅板的孔径阵列5个因素对流量分配性能评价指标的影响,并从“流量展平”和“温度展平”两个角度分别确定了一种性能优良的堆芯流量分配装置。以“流量展平”为目的的流量分配装置的研究结果表明:下腔室增设折流板可以有效削弱下腔室的局部涡流,消除流动死区,极大展平堆芯流量分配在径向上的均匀性;增加上腔室高度可以平衡径向上不同位置处熔盐通道出入口的压降差异,通过平衡压差力提高流量分配的均匀性;重点减小流量较高的中心区2排通道对应的金属支撑栅板的孔道的半径可以有效展平该处的流量峰,使流量的总体分配趋势更加均匀。最终确定的以“流量展平”为目的的流量分配优化方案为:在下腔室中央位置设置半径240cm的圆柱型折流板,半椭球型上腔室高度由35cm调整至45cm,针对性地缩小流量较高的2排通道对应的金属支撑栅板的孔径。以“温度展平”为目的的流量分配装置的研究结果表明:下腔室增设折流板可以有效削弱下腔室的局部涡流,解决因为流量的径向不均匀性导致的4排通道出口处严重过热的问题;削减上腔室高度几乎没有展平通道出口温度场的作用;减小功率密度较低的93排熔盐通道对应的金属支撑栅板的孔径,有利于引导熔盐向功率密度较高的中心区1排通道集中,使流量分配趋势与功率密度分布更加契合,从而展平全通道出口位置的温度场。最终确定的以“温度展平”为目的的流量分配优化方案为:在下腔室距离金属支撑栅板7cm处设置半径220cm的圆柱型折流板,半椭球型上腔室高度保持35cm不变,针对性地缩小出口温度较低的93通道对应的金属支撑栅板的孔径。由于流量的均匀性指标与消除热点,保证堆芯热裕量的反应堆热工水力设计的基本任务有矛盾,最终选定展平温度场的优化方案作为百兆瓦级液态熔盐堆堆芯流场分配装置的设计方案。以上结论对该液态熔盐堆上下腔室的结构优化设计具有重要的参考价值。

关键词：液态熔盐堆反应堆热工水力流量分配上下腔室结构优化计算流体力学

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压力容器上腔室液体夹带现象试验研究

压力容器上腔室液体夹带现象试验研究

中国核学会2019年学术年会

作者：苑皓伟张鹏何丹丹费立凯崔蕾胡服全国家电力投资集团中央研究院

当核反应堆发生失水事故时(Loss of Coolant Accident),反应堆压力容器内液位降低,在堆芯衰变热产生蒸汽的驱动下,反应堆堆芯或压力容器上腔室内会发生液体夹带(Liquid Entrainment)现象。之前基于保守思想的反应堆安全研究中对该现象... 详细信息

当核反应堆发生失水事故时(Loss of Coolant Accident),反应堆压力容器内液位降低,在堆芯衰变热产生蒸汽的驱动下,反应堆堆芯或压力容器上腔室内会发生液体夹带(Liquid Entrainment)现象。之前基于保守思想的反应堆安全研究中对该现象的研究十分不足,Kataoka在1983年开发的池式夹带分区模型对于上腔室夹带现象的模拟也不够准确,无法满足最佳估算系统安全分析程序开发和应用的要求。本试验研究以国和一号(CAP1400)反应堆为原型,按1:1的高度和直径比建立了包括上腔式堆内构件在内的模拟压力容器上腔室试验段。根据原型反应堆小破口事故工况,在不同的供气流量和供水流量的组合下,开展了约60组瞬态和稳态上腔室液体夹带试验工况。将试验结果与缩比试验装置上获得的试验数据和现有理论模型进行了比较和讨论,讨论了液体夹带发生的机理和规律,分析了出口方向、堆内构件和尺度效应等因素对于上腔室夹带现象的影响,根据试验结果拟合了更加适用于描述压力容器上腔室内夹带现象的关联式。

关键词：液体夹带国和一号失水事故反应堆热工水力

来源： cnki会议评论

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水和蒸汽的体膨胀系数和压缩率

中国核科技报告 1996年第S1期 73-74页

作者：骆邦其北京核工程研究设计院

水和蒸汽的体膨胀系数和压缩率是反应堆热工水力、传热学和工程热力学中常用的参数之一。这两个参数的计算公式是Gibbs折合自由焓和Helmholtz折合自由能的导出函数。水和蒸汽的体膨胀系数和压缩率的提出,解决了传热学、工程热力学和核... 详细信息

水和蒸汽的体膨胀系数和压缩率是反应堆热工水力、传热学和工程热力学中常用的参数之一。这两个参数的计算公式是Gibbs折合自由焓和Helmholtz折合自由能的导出函数。水和蒸汽的体膨胀系数和压缩率的提出,解决了传热学、工程热力学和核反应堆热工水力学的实际应用问题。在反应堆热工水力设计中,可以直接利用这两个参数来求解流体的温度和压力,比反复利用质量、能量和动量方程求解流体的温度和压力大大节省计算时间和

关键词：体膨胀系数反应堆热工水力工程热力学传热学传热传质学压缩率水和蒸汽

核电发展势在必行,设备国产化和人才培养是基础——专访于俊崇院士

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中国核电 2015年第3期8卷 194-195页

作者：王丹何芮《中国核电》编辑部

于俊崇中国工程院院士，中国核动力研究设计院高级工程师，博士生导师。一直从事核反应堆设计研究及工程研制工作，在核反应堆热工水力与核安全、核动力总体等专业领域有很深的造诣。

关键词：中国工程院院士设备国产化核电发展人才培养反应堆热工水力基础高级工程师博士生导师

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于俊崇于无声处作波涛

军工文化 2022年第12期 104-104页

于俊崇(1940.12.5-);中国工程院院士,核动力专家。1965年,刚从南京工学院毕业几个月,于俊崇就调到了刚刚开始起步建设的中国核动力研究设计院,致力于反应堆热工水力设计与研究。他这一干就是四十多年,从此再也没有离开过这一专业领域,... 详细信息

于俊崇(1940.12.5-);中国工程院院士,核动力专家。1965年,刚从南京工学院毕业几个月,于俊崇就调到了刚刚开始起步建设的中国核动力研究设计院,致力于反应堆热工水力设计与研究。他这一干就是四十多年,从此再也没有离开过这一专业领域,和核动力事业结下了不解之缘,成为了坚守在国防科技战线上一名名副其实的老兵。于俊崇对核动力的最初认识源于中学时读过的一本杂志。杂志的名字记不清了,上面介绍了原子能,说一个火柴盒大小的铀235可以带动一列火车绕地球许多圈。这给当时的于俊崇留下了深刻印象。

关键词：中国工程院院士南京工学院科技战线于无声处反应堆热工水力核动力名副其实