摘要：采用雷诺时均模拟(RANS)和大涡模拟(LES)对MATi S-H实验进行模拟计算,得到格架交混后棒束通道内冷态单相湍流流场,通过比较格架下游特定位置处速度分量分布,发现采用精细网格的LES能够较为准确地计算湍流流场平均速度以及脉动速度的分布,与实验结果符合较好。LES结果表明,棒束通道内格架交混湍流流场具有明显的波动,脉动峰值离散分布;子通道内瞬时时刻的涡旋因子SM沿轴向也并非单调衰减,而是具有相对持续的脉动特征,最大脉动值大约是SM最大值的5%;LES的瞬时速度场计算结果可以为进一步的力学分析提供参考。

摘要：反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型,考虑固体域不同的弯曲情况,进行了稳态数值模拟。结果表明,不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配,从而影响固体域和流体域的温度分布,流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高,固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

摘要：以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。

摘要：基于二阶Godunov方法对压水堆系统最佳估算分析程序RELAP5的一维硼追踪模型进行改进,在原有模型的基础上进一步考虑湍流扩散引起的质量扩散效应。采用经典的对流-扩散问题的精确解对改进模型进行验证;同时,对流速适用范围、节块划分对求解精度的影响进行敏感性分析。该方法能够较好地模拟低流速情况下的含硼溶液扩散过程,且能保证不同网格精度下的求解精度。

摘要：基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。

摘要：反应堆燃料组件内冷却剂流动特性是反应堆热工安全分析重要内容,本文针对带定位格架的棒束通道内可视化实验图像数据,基于图像算法对棒束通道内流动交混现象进行了定性与定量的分析,为堆芯热工水力及安全分析提供参考。从数据验证、规律总结、机理分析3个层面上提出了图像处理方法,并采用这些方法对棒束通道内实验数据进行了分析,分析结果表明:定位格架下游流体的流动交混在5 cm开始逐渐缓和;Canny算子适用于定位格架湍流图形的边缘识别。

摘要：采用基于谱元法的开源软件Nek5000对压力容器入口射流进行直接数值模拟(DNS)。压力容器模拟在环向简化为1/3的尺度,主管段雷诺数为63700,下降段雷诺数为14014,工质为碘化钠溶液。通过对常见物理量进行统计,构建高精度湍流数据库。并采用FLUENT对常见的壁面函数和湍流模型进行适应性评价,评价标准包括速度、湍动能和湍流黏度。结果表明:在上升段Stress-ω模型适用性最好;在下降段,Standard k-ω模型适用性最优。

摘要：绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响应,为系统设计提供相应的参考。

摘要：主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。

摘要：为满足反应堆高精度流动传热数值仿真需求,提出了一种基于面向对象的、分层架构设计的、高可扩展的自主化反应堆计算流体动力学(CFD)软件WINGS-CFD。从理论模型、数值离散方法、软件架构等方面介绍WINGS-CFD软件的总体设计,并采用WINGS-CFD软件对反应堆典型场景流动传热工况进行了数值计算。结果表明,WINGS-CFD计算结果的精度与商用CFD软件的结果相当;WINGS-CFD软件具备优秀的并行性能,可支持亿级网格大规模数值仿真以及中子输运与流动传热耦合仿真,为反应堆系统的精细化多物理场分析提供了自主化数值技术手段。