核动力工程

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骆邦其, 林继铭

2010, 31(S1): 1-3,7.

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CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。

反应堆严重事故中安全壳底板熔穿失效分析模型

陈志云, 徐少华, 陈文振

2010, 31(S1): 4-7.

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摘要:
以围绕热源的接触熔化为基础,对反应堆严重事故中安全壳底板熔穿失效进行分析计算。在一定的假设条件下建立了新的更合理的接触熔化分析模型,求得了熔化的速度和熔穿所需要的时间,将其结果与相关文献进行了比较,并分析了影响熔化的主要因素,结果表明,熔化速度与熔化体质量和接触面传热比(k)成正比,熔穿时间则与熔化体质量和k成反比。因此,采用工程设施应减小单个熔化体质量,增大熔化体上表面的传热量。

状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

冉旭, 方红宇

2010, 31(S1): 8-10.

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摘要:
针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。

核反应堆热工水力多尺度耦合模拟初步研究

刘余, 张虹, 贾宝山

2010, 31(S1): 11-15.

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摘要:
近年来,核反应堆安全分析越来越多地强调分析的精细化和真实性,国际上提出了热工水力多尺度耦合模拟研究。该方法包括系统、部件和局部3个尺度,通过一定的耦合方法将3者有机地结合到一起。采用类似的思路,本文提出了基于RELAP5、COBRA4和CFX的多尺度耦合程序框架,完成了程序开发的前期工作,并通过2个简化问题的测试计算,对耦合程序进行了阶段性的验证。

气冷堆氦气净化系统改进设计与分析

曹建华, 王捷, 傅先刚, Jean-Charles Robin

2010, 31(S1): 16-20.

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摘要:
为防止高温材料的腐蚀,需要通过氦气净化系统对气冷堆回路中各种气体杂质含量进行控制。本文基于高温氧化铜床、室温分子筛床和深冷活性炭床的氧化以及吸附成熟技术,通过比较分析当前各国已有的典型氦气净化回路设计,提出一项改进设计方案。计算结果表明,在保证系统净化效率的前提下,改进设计不增加系统设备,可以明显地降低系统能耗。对回热器回热度的敏感性分析结果表明,回热器回热度并非越高越好。

ADS原理验证装置子通道热工分析

刘展, 杨燕华

2010, 31(S1): 21-23,28.

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摘要:
采用COBRA-TF程序对加速驱动次临界洁净核能系统(ADS)原理验证装置的堆芯子通道进行了稳态热工分析,并通过RELAP5程序对COBRA程序的计算结果进行验证,结果显示,二者符合度很好,由此表明COBRA-TF程序对ADS原理验证装置堆芯子通道的稳态热工分析结果正确,可为ADS原理验证装置的设计和安全提供理论支持。

“Chen”型沸腾传热计算方法用于小通道传热计算的适应性

于凯秋, 孙立成, 阎昌琪

2010, 31(S1): 24-28.

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摘要:
目前,计算沸腾传热最为常用的Chen公式和基于Chen公式的计算方法在用于小通道时计算误差较大。运用Yan和Lin等人的实验结果,建立了一个包含11种工质,当量直径在0.21～6.05mm区间,由2505个实验数据组成的数据库,对Chen公式和"Chen"型计算方法用于小通道传热计算的适用性进行了评价。对比分析结果表明:Chen方法和"Chen"型计算方法误差较大,Chen公式中核态沸腾传热系数的计算方法在高含气率区已经不再适用。

纵向涡对窄间隙矩形通道内流动边界层作用特性研究

黄军, 黄彦平, 王秋旺, 马建

2010, 31(S1): 29-33.

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摘要:
利用纵向涡发生器(LVG)产生纵向涡(LV)强化传热的机理主要是基于对边界层的削薄和破坏。由于LV作用距离远,结构简单,安装高度低,对于具有窄间隙通道的换热结构,LV强化传热有着较强的应用价值。本文应用相位多普勒粒径分析仪对LV作用下的窄间隙矩形通道内速度场分布进行了测量。实验结果表明,LV可以有效地削薄和破坏流动边界层厚度;LV对边界层的削薄和破坏可以对传热起到强化的作用;CFD数值模拟结果表明,剪切应力模型(SST)以对LV作用下窄间隙矩形通道内的速度场进行有效地模拟。

竖直窄流道内过冷流动沸腾的汽泡生长过程流场特性分析

袁德文, 潘良明, 陈德奇, 李隆键

2010, 31(S1): 34-38,48.

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摘要:
采用VOF模型建立了过冷流动沸腾中的汽泡生长模型,使用UDF接口自编程序,对汽泡生长过程进行了数值模拟。考虑了主流速度、主流过冷度、壁面过热度、汽-液接触角等对汽泡生长过程的影响,获得了过冷流动沸腾条件下汽泡生长曲线,并与相应实验条件下的实验结果进行了对比,同时对汽泡的生长过程中的汽泡内外的流场进行了分析。

密度锁内流体分层界面下移情况的相关研究

于沛, 阎昌琪, 谷海峰

2010, 31(S1): 39-43.

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摘要:
分析了密度锁内流体分层界面形成的原因,建立了一个简单的力学模型解释界面下移的原理,通过实验数据验证了这一原理;并通过实验验证了栅格形状、栅格尺寸、扰动大小和温差因素对界面下移速度的影响。结果表明:四种因素中栅格尺寸和温差对界面下移速度有影响,栅格小通道截面面积越小,界面下移越慢;温差越大,界面下移越慢。

摇摆引起的波动对单相自然循环换热的影响

贾辉, 谭思超, 高璞珍, 阎昌琪

2010, 31(S1): 44-48.

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摘要:
对摇摆和不摇摆运动下的单相自然循环换热特性进行了实验研究。根据实验数据,分析了摇摆和非摇摆条件下的换热系数,引入加速度影响的雷诺数拟合了适用于摇摆运动下自然循环流动换热计算关系式。结果表明,摇摆引起的流动波动增加了流动换热系数,换热系数随着摇摆振幅和频率的增加而增加;由于管壁蓄热的作用,流动速度和换热系数的变化不同相。新拟合关系式的计算结果和实验结果符合良好。

池式沸腾和流动沸腾的人工神经网络研究

陈荣华, 苏光辉, 秋穗正

2010, 31(S1): 49-52.

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成功构建了2个分别用于预测同心圆管开式热虹吸器内自然循环临界热流密度(CHF)和池式核态沸腾换热系数的人工神经网络。其预测均方误差分别为16.43%和19.57%。用训练成功的人工神经网络分析了2种沸腾换热的影响因素,分析结果表明:热虹吸器内同心内管的出现使CHF增加,热虹吸器内的CHF随内管外径的增加先增加后减小。池式核态沸腾表面传热系数随压力的增加先呈线性增加,当压力接近临界压力时,增加速度增大。

压力容器外部冷却非加热实验研究

李永春, 杨燕华, 匡波, 程旭

2010, 31(S1): 53-56.

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摘要:
压力容器外部冷却(ERVC)作为一项重要的严重事故缓解策略,可以将事故进程终结在压力容器内,实现熔融物堆内滞留(IVR)。但在核电厂应用ERVC策略之前,需要对其流动和传热过程进行实验研究。本实验采用1∶1模拟循环高度的切片实验装置模拟中国改进型三环路压水堆(CPR1000)压力容器外部冷却两相自然循环过程,研究其外部冷却流道结构及尺寸对外部冷却流动的影响。实验结果表明:进出口面积、贯穿件及保温层结构等对外部流动存在着不同程度的影响,其中进出口面积对循环流量的影响是主要的,但贯穿件对传热现象的影响需要进一步的分析和验证。试验中注气流量与回路循环流量的最大测量误差分别为12.9%和3.4%。

高温堆二维堆芯双区球流运动实验

张秀志, 杨星团, 张佑杰, 刘志勇, 姜胜耀

2010, 31(S1): 57-59,64.

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摘要:
根据相似准则的原理建立高温气冷堆二维堆芯的球流运动试验系统,开展高温气冷堆中球流运动规律的研究。从实验的角度研究了与高温气冷堆堆芯物理和结构设计密切相关的问题。实验结果表明:球流运动在微观上具有随机性和阵发性,但在宏观上具有确定性和稳定性;本实验条件下,可以形成稳定的双区图像;双区的大小随加球比例的变化成规律性变化;不同加球比例下均可得到稳定的双区,稳定时卸料口的黑白球比例与加料口相同。

扁管壁面温度分布实验研究

贺士晶, 阎昌琪, 孙中宁, 范广铭

2010, 31(S1): 60-64.

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摘要:
采用实验方法对扁管在套管内水平和竖直两种放置方式的外壁温度分布情况进行研究。实验及分析结果表明,扁管直边平壁中心热电偶测得的外壁温度小于靠近圆弧处热电偶的测量温度,因此,在传热实验中不能采用常规测量圆管壁温的方法测量扁管壁温。

摇摆对自然循环流动和换热影响的实验研究

刘洋, 幸奠川, 高璞珍

2010, 31(S1): 65-68.

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摘要:
针对摇摆条件下单相水自然循环流动和换热特性进行实验研究。实验结果表明,相对于不摇摆工况,摇摆条件下自然循环的流量减小。摇摆的频率和振幅增加时,流量相应减小,换热能力增强。通过实验数据的拟合得出了适用于个别摇摆条件下自然循环流量和换热的经验关系式。

流量正弦脉动下圆管内单相换热的实验研究

赵大卫, 苏光辉, 张友佳, 梁振辉, 秋穗正

2010, 31(S1): 69-72.

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摘要:
在中低压两相强迫循环实验回路中,并入一个自主设计制造的流量脉动发生器,通过在平均主流量上叠加不同幅值及频率的正弦脉动,模拟动态流动不稳定性下的流量周期波动。对0.4MPa及1.37MPa下不同脉动幅值的脉动波形及不同频率脉动的转换进行了分析对比,发现实验段外壁温及出口流体温度随流量的脉动做同频脉动,出口流体温度脉动滞后壁温脉动约1/4周期。

压水堆核电厂事故工况下最大上充流量的数值研究

王志刚, 王晓江, 李丽娟, 李军

2010, 31(S1): 73-76,82.

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摘要:
使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证了模型的可靠性。使用该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一回路压力的关系,并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注入流量与一回路压力的关系。

中国液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ磁流体动力学直管实验段数值分析

杨志义, 周涛, 陈红丽, 吴宜灿

2010, 31(S1): 77-82.

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摘要:
基于液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ即将开展的磁流体动力学(MHD)实验是分析聚变堆包层中液态金属在强磁场环境下流动特性的重要途径,实验段物理量的准确模拟能够为实验段的设计优化以及速度、压力等的测量方式提供参考和依据,保证实验的顺利完成。本文采用一种电流守恒格式及相容的Projection方法模拟高哈特曼数(Ha)下的MHD流动,在对算法进行校验的基础上,对上述实验段在梯度磁场以及均匀磁场下的磁流体动力学效应进行了数值分析,探讨了感应电流产生的洛伦兹力对速度场、压力场的影响。

燃料转运通道内水平自然循环流动的数值研究

郭强, 雷宁博, 刘建平

2010, 31(S1): 83-87.

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摘要:
利用FLUENT程序,对阻滞于转运通道内的乏燃料组件在水平自然循环流动下受到的冷却过程进行了研究。采用数值模拟的方法研究了组件滞留位置、转运通道长度、运输机构的机械结构等因素对冷却效果的影响。通过对模拟结果进行比较,揭示了水平自然循环流动冷却机制的主要影响因素,为核安全研究热工水力学分析提供了必要的依据。根据流动换热过程的分析结果,提出了运输机构的改进建议,并通过数值计算证明了改进设计方案可有效地提高组件的热工安全冗余度。

燃料组件格架几何建模及网格划分技术

陈杰, 陈炳德, 张虹

2010, 31(S1): 88-92.

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摘要:
为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段的模拟长度分别为250mm和230mm;模拟格架的数量为一道。研究网格对计算结果的影响,确定了分段网格划分方式和网格数量:入口段和出口段采用结构化网格,格架段采用非结构化网格。整个研究对象总节点数为1032258,总栅元数为2601614,其中格架段网格数占75.8%。

带格架圆管内超临界水竖直向上流动传热强化特性数值分析

张博, 单建强

2010, 31(S1): 93-96,108.

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摘要:
当主流温度高于拟临界温度时,超临界流体为类似气体的流体,故其换热系数相对较低。采用自适应结构化网格,利用商业CFD软件Fluent6.1对简单格架的阻塞面积比对超临界竖直圆管内传热特性的影响进行了模拟。结果表明,RNGk-ε模型配合增强型壁面函数处理可以得到比较准确的结果;格架的阻塞面积比与当地主流温度越高,传热强化效果越好;给出了格架后换热系数强化比的衰减规律。

非能动余热交换器瞬态换热特性数值模拟及敏感性分析

潘新新

2010, 31(S1): 97-102.

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摘要:
以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致,较好地再现了各瞬态工况下非能动余热交换器换热过程中温度、速度分布与加热时间的变化特性。敏感性分析表明,导流板结构及进口形式对自然对流影响很小,升高水箱初始温度或增加换热管数量均能加强换热效果。

三维颗粒有序堆积多孔介质内强制对流换热数值研究

杨剑, 曾敏, 闫晓, 王秋旺

2010, 31(S1): 103-108.

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摘要:
采用N-S方程和RNGk-ε湍流模型及比例缩放的壁面函数法对三维圆球颗粒有序堆积多孔介质孔隙内的强制对流换热进行了数值研究。详细研究了Re数变化及不同颗粒堆积方式对多孔介质强制对流换热性能的影响。计算结果表明:在相同条件下,通过对颗粒进行合理有序堆积,可以使相应多孔介质内的压降显著降低,其综合换热效率明显提高;传统经验公式用于颗粒有序堆积多孔介质须进行合理修正;在不同堆积方式中,简单立方体均匀堆积(SC)模型的综合换热效率最高;在相同堆积方式下,均匀颗粒堆积多孔介质内的综合换热性能明显高于非均匀颗粒堆积多孔介质。

倾斜限制空间内池式沸腾临界热流密度分析模型研究

文青龙, 陈军, 赵华

2010, 31(S1): 109-113,118.

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摘要:
在对汽泡行为进行分析的基础上,以分离流模型、稳定性分析、表面能守恒为理论基础,从界面脱离机理出发,建立了临界热流密度分析模型。采用该模型对文献[1]实验工况进行计算,计算结果与5mm和8mm窄缝尺寸实验数据在定性和定量上都符合得较好;计算结果虽在定性上反映了3mm窄缝尺寸实验数据的变化趋势,但定量上却与实验数据存在一定的偏差。采用该模型对其他文献实验工况进行计算,其结果与Yang、Kim、Howard和Gribov的实验数据吻合较好,而与Guo关联式存在一定的偏差。

基于RELAP5的船用核动力装置二回路数字模型

王少武, 彭敏俊, 代守宝, 成守宇, 孙英杰

2010, 31(S1): 114-118.

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摘要:
根据核动力装置二回路系统一种新的结构设计方案,结合RELAP5/MOD3.4程序,建立了二回路汽轮机、冷凝器、给水泵及预热器等主要部件的物理模型。对二回路主要部件进行了单一部件模型适应性验证分析,并探讨了系统分析程序的局部计算能力。结果表明,RELAP5/MOD3.4程序模型的稳态计算结果与设计值基本吻合,动态计算也能够满足二回路主要部件的计算精度要求。

复杂管段流动压降数值模拟研究

戚展飞, 佟立丽, 曹学武

2010, 31(S1): 119-122.

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摘要:
为研究复杂结构管段内引起局部压降的原因,以核电厂中带孔洞的套管为模拟对象,采用计算流体力学(CFD)方法分别对两种不同冷却剂流动方向下管段内的三维单相流动进行了数值模拟。使用混合网格和标准k-ε湍流模型,得到了该管段内的速度场和压力场。结果表明:管段的多孔管壁处,局部的速度流线较为紊乱,产生了涡流,压降较大;不同的流动方向在该管段中产生了不同的压降形式;管道局部流动截面相对于流动方向的改变方式和改变顺序,是产生不同局部压降的重要原因。

Rayleigh-Taylor不稳定性的MPS数值模拟

程会方, 段日强, 姜胜耀

2010, 31(S1): 123-126.

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摘要:
移动粒子半隐式法(MPS法)是一种适用于不可压缩流体流动计算的无网格粒子法,它采用完全的拉格朗日描述定义流体的运动,将流体离散为可移动的粒子,流体控制微分方程转化为粒子间的相互作用。本文采用MPS法对Rayleigh-Taylor不稳定性进行了二维数值模拟。结果表明,在不稳定性发展的前期阶段,当扰动振幅远远小于扰动波长时,流体界面的小扰动具有指数增长形式,与经典的线性理论分析结果一致。非线性发展阶段,所得到的气泡和尖钉的部分特征与实验结果相吻合。

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2010年第31卷第S1期

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