摘要：板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩形通道边界层内速度分布、雷诺切应力等流场特性,探究了通道间隙对边界层的影响规律。实验结果表明,矩形通道的湍流边界层无量纲速度分布符合Spalding公式,在距离窄边壁面0.2~0.3 mm范围内存在雷诺切应力峰值区,随着雷诺数的增加,速度边界层的黏性底层逐渐减薄,对数律层占比增大,雷诺切应力峰值区向壁面方向靠近。减小矩形通道间隙,将会限制近壁面速度剖面的发展,使得近壁面速度梯度增大,湍流强度减小。

摘要：燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对自主研发的CFD程序YH-ACT的初步验证,为其应用到反应堆设计的方案选择与优化提供基础,主要利用ANSYS CFD程序验证算例对YH-ACT程序的理论模型及数值算法进行验证;利用经济合作组织/核能机构(OECD/NEA)的CFD验证基准题实验数据对YH-ACT程序复杂流动下的湍流模拟准确性和可靠性进行了初步验证。结果表明YH-ACT程序在与二者的对比中均符合良好,证明了YH-ACT程序的准确性和可靠性。

摘要：本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转变为不稳定阶段后,进一步增大热流密度会触发沸腾临界,且所有沸腾临界均属于DO型沸腾临界。当液相质量流速较高时,环状流近壁液膜主要在汽芯强烈的扰动作用下迅速破裂;当入口水温较低时,近壁液膜主要由于强烈的蒸发现象迅速破裂;因此沸腾临界与流动不稳定性几乎同步被触发。本文分别通过引入受限系数(Nconf)、过冷数(Nsub)、以及Weber数(We)来反映壁面的限制作用、入口过冷度、以及惯性力与表面张力对沸腾临界的影响,建立了适用于Din=2.15 mm带旁通小流道的CHF模型。

摘要：采用两相计算流体动力学(CFD)方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究,其中结构搅混格架(MG)和跨间搅混格架(MSMG)交替布置,计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递,但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数,首先以带2道格架(MG、MSMG)的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象,对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置,针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究,计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性,但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性,因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束,该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择,为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性,并从提高燃料组件临界热流密度(CHF)特性的角度对其进行评价,获得与实验一致的结论,证明了评价方法的正确性。

摘要：功率调节系统是核反应堆的重要控制系统之一,对保证反应堆核安全和稳定运行起着极其重要的作用。因此,反应堆功率控制器需要具有较快的响应速度以及较小的参数超调量。对于核反应堆这样高复杂度、时变非线性的对象,现有功率调节系统的PID反馈方法难以取得优良的控制效果,需要更多先进控制策略来实现瞬态运行过程中系统参数的低超调以及较高的负荷跟踪能力。文章研究了国内外具有较强应用经验的先进控制策略,应用于核反应堆系统中均可以一定程度上优化其控制性能,后续可以根据实际模型选择相应的控制策略,实现核功率等参数的精准控制。

摘要：精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。

摘要：为研究计算流体力学(CFD)方法预测棒束通道内流场分布的准确性,基于网格敏感性分析所确定的网格方案,采用标准k-ε模型(SKE)、可实现k-ε模型(RKE)、标准k-ω模型(SKW)和剪切应力传输模型(SST模型)对单相棒束流动进行模拟,并将横向速度与轴向速度与试验结果进行量化比较。结果表明:4种湍流模型均能较好地预测棒束通道内的流场分布,其中SKE与RKE的在横向速度预测上相对偏差较小,为19.6%;对于近格架区域的横向流场分析,SKE模拟较优,反之RKE模拟较优;对于轴向速度的预测,SKE的相对偏差最小为4.9%;4种湍流模型均低估均方根(RMS)速度,但能够预测棒束通道内RMS速度的分布规律,近格架区域采用RKE,反之SST较优。本文的计算结果可为单相棒束流动CFD分析的最佳实践导则建立提供参考。

摘要：为了研究钠冷快堆的固有安全性,研究了适用于钠冷快堆系统分析的理论模型,根据钠冷快堆的特点开发了钠冷快堆系统分析程序。针对钠池温度计算不准确问题,提出了两区模型。利用三维模型计算钠池主流区,采用提出的两区模型计算钠池温度的瞬态响应。选取了美国实验增殖反应堆(EBR-Ⅱ)的无保护失流事故实验进行计算对比分析,采用三维钠池模型对钠池流场进行计算和分析,采用两区模型有效地计算了钠池温度瞬态响应。程序计算的事故瞬态结果与实验结果符合较好,验证了SAC程序进行快堆瞬态计算的准确性,同时证明了利用金属燃料的钠冷快堆的固有安全性。

摘要：核电站的安全性是至关重要的,弹棒事故作为IV类设计基准事故,必须在事故发生后保证核电站仍能到达其安全目标。随着自主化燃料组件的研制,弹棒事故下的燃料安全准则也备受重视。因此本文对反应堆弹棒事故下的典型模拟实验、各国准则以及准则制定方法进行详细研究,为建立弹棒事故下的燃料安全准则提供理论支撑。

摘要：传统化学能推进技术已达到技术瓶颈,太阳能、电能推进技术尚存在转换效率低、工作条件严苛等问题,亟须新的推进技术满足人类对空间探索的需求。核热推进系统具有高比冲、高有效载荷比、长寿命、高环境适应性等显著优点,并且由于其极高的能量密度被认定是未来数十年间最有可能广泛应用于太空探索的能量来源。文章简要介绍了核热推进发展的数十年间所提出的几类主要构想或已有设计,并阐述了核热推进的未来发展趋势。