球床式高温气冷堆(简称球床堆)具有连续在线换料的特点,燃料球在球床堆堆芯中缓慢流动,使用物理热工计算程序VSOP采用近似、平均的倒料方式模拟此过程,但在一定程度上抹除了球流运动的随机性。本文基于VSOP程序改进了球床堆堆芯倒料模型,提出随机倒料方法,研究了卸料合并平均效应的影响。结果表明,随机倒料能够提供更精细的卸料燃耗深度分布,卸料平均效应会导致燃耗峰展宽重叠。
螺旋管蒸汽发生器具有结构紧凑、换热能力强的优势,在反应堆的设计中应用越来越广泛,但运行在海洋条件下,其流动传热特征与直管流道式换热设备有差异,特别是在摇摆条件下的两相流动不稳定性,针对其试验研究尚不充分。本文针对单根螺旋管的两相流动不稳定性开展了静态和摇摆条件下的试验研究,研究了在不同加热功率水平下,其由单相流动过渡至密度波型脉动,进而过渡至压力降型脉动的过程。静止条件下在加热功率较低时,螺旋管内单相流动各参数波动范围在1%以内,当加热功率达到11 kW时产生了周期为4.4 s的密度波型脉动,当加热功率达到13 kW时,出现了周期约34.3 s的压力降型脉动。在摇摆条件下,摇摆运动与脉动产生了显著的复合效应,波动周期和幅值均发生了变化,通过对试验数据的研究和处理,获取了螺旋管内两相流动不稳定性的周期和频率等特征,揭示了引起其与直管流道中的两相流动不稳定性现象差异的机理,以及摇摆条件对两相流动不稳定性的影响机制。
为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化后包壳的体积磨损系数。研究结果表明,预氧化之后包壳表面硬度比基体提高了2~3倍,而磨损系数降低了约90%。在包壳表层生成的一层致密氧化层是导致其磨损系数变化的重要原因,氧化时间越长,氧化层越厚,氧化时间为200 d的包壳磨损系数最低。此外,氧化层的存在导致锆合金包壳在高温高压水环境下的微动磨损机理从严重磨粒磨损和分层转变为轻微磨粒磨损和粘着磨损。
为深入探究附加质量与流体阻尼的内在特性,分析粘性与振幅对其的影响,进而为流致振动分析提供指导,本研究以同心结构圆柱为例建立基于计算流体动力学(CFD)的附加质量与流体阻尼预测方法,通过用户自定义函数(UDF)设定内圆运动方程,运用嵌套网格技术完成网格运动,从而实现流场的数值模拟。根据Bearman假设确定函数形状,通过最小二乘法拟合计算所得的流体力曲线,进而得到附加质量与流体阻尼,并对比粘性与无量纲振幅对结果的影响。计算分析结果表明:粘性不仅影响流体阻尼,也影响附加质量;无量纲振幅对附加质量影响甚微,对流体阻尼有明显影响;压差阻尼和粘性阻尼随无量纲振幅的增加而等比例增加,压差阻尼占比随直径比的减小而增加;引入无量纲振幅影响的修正公式解与数值计算结果具有较好的一致性。本文研究对优化现有流致振动分析方法具有重要的指导作用。
按照ANSI/ANS56.8和NB/T20018—2021等现行标准测量安全壳泄漏率时,均须假设安全壳绝热,因此,标准中的气体质量稳定准则在测量非绝热安全壳的泄漏率时会失效。为了探究非绝热安全壳的密封性评价方法,本研究提出了新的泄漏率稳定准则,并在中国核电工程有限公司廊坊研发基地非绝热科研安全壳上完成试验验证。结果表明,新的泄漏率稳定准则可以用于测量非绝热安全壳泄漏率。此外,某核电厂试验数据表明,新准则还可用于绝热安全壳的泄漏率测量,缩短试验时间。本研究结论可支撑应用科研类非绝热安全壳开展泄漏率研究,优化核电厂安全壳密封性试验技术。
基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状,聚焦原系统特点和存在的问题,分析核功率测量系统改造的必要性,介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计,探讨了核功率测量系统数字化改造的设计理念、设计原则、设计流程,给出了核功率测量系统升级改造的框架结构设计、设计特点和具体的优化措施。本次堆外核测量系统改造升级实施期间未产生设计变更项,现场设备调试一次性成功,设备顺利投运。本次改造方案及经验可供其他核电厂核测量系统改换参考。
利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发,并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算,其中FLUENT程序计算实验入口区域,为CORTH程序提供准确的入口流量分布,而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明,多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递,并且模拟计算结果与实验结果符合良好。