摘要：定位格架与子通道压力损失的准确预测对定位格架和压紧系统设计以及临界热流密度关系式开发有着至关重要的影响。本文通过对典型定位格架结构识别,研究了典型定位格架子通道划分依据,重点研究了定位格架压力损失与子通道压力损失之间的关系以及子通道内各设计特征,包括不同设计的弹簧、刚凸、搅混翼、导向翼、条带等引起的压力损失特点。通过对子通道内各设计特征进行合理简化与抽象,以经典水力学阻力结果为基础,等效为圆管内具有一定倾角的平板,从而建立了子通道压力损失预测模型,进而建立了定位格架压力损失预测模型。计算结果显示模型能准确预测试验值。

摘要：自然循环氯盐冷却快堆具有结构简单、固有安全性高和经济性好等特点,是一种非常具有发展潜力的第四代先进核能系统。采用全自然循环驱动的45 MWth小型自然循环氯盐冷却快堆(Small Natural Circulation Chloride Cooled Fast Reactor,SN3CFR)一回路设计,由于系统分析程序堆芯热工模型较为简化,无法模拟堆芯内部详细的紊流交混和横流混合等三维热工流体现象。为了更加精确和高效地开展一回路自然循环热工安全特性研究,基于熔盐冷却快堆子通道分析程序ThorSUBTH和系统分析程序RELAP5-TMSR,开发了适用于熔盐冷却快堆多尺度热工流体耦合程序。通过水平圆管算例和简单闭合循环回路算例开展了耦合程序验证;为进一步评估其适用性,针对SN3CFR自然循环一回路主冷却系统,建立了多尺度模型,计算了反应堆稳态运行参数,分析了反应性引入事故瞬态。结果表明:多尺度热工耦合程序算例计算值与参考结果吻合良好,验证了程序正确性;SN3CFR在额定功率工况下计算值与设计值符合良好,在反应性引入事故工况下各关键热工参数均满足设计限值,验证了耦合程序的适应性。多尺度热工流体耦合程序能够为自然循环熔盐冷却堆的系统设计、优化和安全分析提供有效的计算和分析工具,具有重要的工程意义。

摘要：铅冷快堆因热工水力性能优良而极具潜力,堆芯热工水力分析是保证反应堆安全和经济性的关键。本文通过子通道程序计算得到一种小型铅铋冷却快堆燃料组件热工水力特性,并对该堆的设计参数进行了敏感性分析,探究了燃料棒棒束几何尺寸、冷却剂入口设计参数对热工水力特性的影响。结果表明:在研究参数范围内,随燃料棒高度增加,包壳最高温度降低;随燃料芯块直径增大,包壳最高温度先降低后增加;随棒心距的增加,冷却剂最高流速降低;冷却剂平均温度随入口流量线性变化,入口流量每增加3.8%,冷却剂平均温度降低约0.7%;包壳最高温度及冷却剂平均温度随入口温度增加近似呈线性增加。本文研究结果可为小型铅铋冷却快堆的优化设计和安全分析提供有益参考。

摘要：采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究,分析了均匀加热全长棒束通道中不同子通道和加热元件表面参数沿轴向的发展过程和径向的分布特性。研究发现,角通道和边通道是弱对流区域,其质量流速低于棒束平均值,但由于冷棒功率偏低,消除了流动不均衡性对传热效果的影响。在棒束径向方向,不同位置子通道间参数场存在差异,这是由于位于搅混格架横向导流对角方向的通道具有更有效的通道间对流效果,其传热效果更好。这种流动特性引起的参数差异在角通道中尤为显著。热棒表面过热度明显高于冷棒过热度,且位于非搅混格架横向导流方向的热棒具有更高的壁面过热度。

摘要：以泰拉能源公司提出的钠冷行波堆TP-1为研究对象,通过钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST得到堆芯各组件内冷却剂、包壳和燃料棒的平均温度分布。用子通道分析程序SACOS-Na对TAST计算得到的最热组件进行详细分析计算,得到该组件内冷却剂的温度、压力和流速分布,并得到燃料棒和包壳的温度场。结果表明:单通道与子通道的结合使用能有效提高计算效率,提高反应堆设计的安全性。

摘要：针对超临界水冷堆堆芯六边形子通道内强制对流的传热及熵产行为,采用结构化六面体网格,利用商业软件CFX进行数值分析。湍流模型选择SSG(speziale-sarkar-gatski)雷诺应力模型并结合加强壁面处理方法提高近壁面数值模拟精度。研究结果表明:缓冲层内流体处于拟临界温度附近时会带来周向局部传热强化,并且缓冲层以及粘性底层内的熵产变化最为明显,缓冲层对熵产变化的影响更为深远。窄缝区的熵产要多于中心区的熵产且传热对熵产造成的影响要远大于能量耗散对其的影响。在拟临界温度附近,熵产分布的周向不均性得到一定程度的削弱。本文分析结果将为超临界水冷堆的概念设计提供理论指导。

摘要：多尺度耦合分析是目前开展反应堆安全分析的一种趋势,常规的多尺度耦合是将不同程序通过一公共耦合平台实现数据间的传递和交换。本文提出一种新的多尺度耦合思路,认为基于相对小尺度的分析手段可扩展应用至大尺度,并用计算流体力学(CFD)应用于子通道尺度的数值模拟方法进行验证。验证结果表明,该方法具有一定的合理性,但这种方法对湍流交混能力的考虑仍存在欠缺,还需进一步改进。

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。

摘要：国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热特征的认识还十分欠缺。本研究采用CFX软件对典型超临界反应堆燃料组件子通道内的超临界热工水力特征进行了数值分析。研究了流动参数、边界条件和节径比(P/D)对子通道间交混现象和传热特性的影响。计算结果表明:燃料组件外围壁面子通道比内部子通道的湍流交混强烈;稠密栅格的湍流交混比宽栅格的湍流交混小。当P/D>1.2后,P/D比对湍流交混影响不再明显。研究还发现,在拟临界点附近区域,出现湍流交混系数的突变。

摘要：超临界水冷堆燃料组件多采用绕肋进行自定位,绕肋对于组件热工水力特性的影响较为复杂。在超临界子通道程序ATHAS的基础上改进绕肋处理模块,并基于计算流体力学(CFD)工具对绕肋模型进行验证。改进后的子通道分析程序整体上能够反映出不同通道的变化趋势,对绕肋的几何参数变化也能做出较为合理的响应,证明绕肋模型正确;但在部分通道的预测上仍需要进一步改进。