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燃料组件中冷却剂流动与传热的数值分析

燃料组件中冷却剂流动与传热的数值分析姚朝晖,王学芳,沈孟育(清华大学工程力学系,北京,100084)摘要采用多孔介质分析方法,引进体积孔隙率、表面穿透率、局部阻力、局部热源等概念,发展了1套用于反应堆堆内各构件中流动与传热特性分析的通用计算机软件。为了减少数值耗散,在能量方程求解中采用了Zhu和Rodi提出的SOUCUP格式。作为数值算例,对有19根燃料棒的六角形燃料组件内的三维流动与传热特性进行了数值模拟,并与实验结果进行了比较,证实了本软件的可靠性和有效性。关键词多孔介质分析方法,SOUCUP格式,燃料组件,热工水力分析核反应堆是1个非常紧凑的热源,堆芯释热率高。若发生回流、阻塞等事故,燃料元件得不到良好的冷却,热量不能及时传出,将导致燃料元件固温度过高而烧坏。因此,堆芯热工水力分析是反应堆热工设计和安全技术研究中的1个重要课题。拥有核电站的发达国家非常重视堆芯内流动与换热的研究,开发先进的计算软件,以改进反应堆的热工设计,...  (本文共6页) 阅读全文>>

上海交通大学
上海交通大学

系统安全分析程序在超临界水冷堆和钠冷快堆上的适用性研发与应用

系统安全分析程序(以下简称系统程序)是对反应堆系统进行瞬态和事故安全分析的重要工具。在近十年来第四代先进核能系统研发热潮背景下,国际核能界针对第四代反应堆系统程序开展了大量研究工作。由于轻水堆系统程序发展成熟,经过了全面系统的验证和广泛的应用,其中一些被加以修改以适用于第四代核能系统。这些修改后的程序的适用性及可靠性还有待进一步研究。本文针对第四代反应堆中的超临界水冷堆和钠冷快堆进行系统程序的模型开发、验证与应用研究。首先对轻水堆系统程序ATHLET在这两种第四代堆型上的适用性进行评价,在此基础上对ATHLET程序进行二次模型开发,即开发适用于超临界水和钠两种流体的相关计算模型,获得多流体系统程序ATHLET-MF(Multi-Fluid);其次,对修改后的ATHLET-MF程序进行初步验证,并采用法国PHENIX钠冷快堆的自然对流实验对程序进行评估;最后,将ATHLET-MF程序应用于超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的安全分析...  (本文共186页) 本文目录 | 阅读全文>>

中国科学技术大学
中国科学技术大学

含绕丝燃料组件内铅铋冷却剂流动特性的数值分析

铅铋合金因具有良好的中子性能和热传导性能,成为加速器驱动次临界系统ADS (Accelerator Driver Sub-critical System)冷却剂兼散裂靶的首选材料,铅铋冷却反应堆也成为第四代反应堆的主要发展堆型。燃料组件是反应堆的核心部件,其性能直接影响反应堆的安全性、经济性和可靠性。液态金属冷却反应堆燃料组件内,绕丝按照相同的螺距缠绕在燃料棒上,使燃料棒之间保持合适的间隔并形成冷却剂通道。绕丝的存在使组件内冷却剂产生混流,从而促进各子通道内冷却剂的热交换,提高冷却剂的温度均匀性。但绕丝的存在使燃料组件的摩擦系数增大同时热点增多。数值模拟分析绕丝对燃料组件内冷却剂流动特性的影响,对改善其热工特性具有重要意义。本文参考FDS团队设计的10MW自然循环铅铋冷却反应堆燃料组件方案,利用CFD软件FLUENT获得了燃料组件内冷却剂的详细流场与温度场分布,确定了组件摩擦系数、冷却剂温度梯度、组件热点等重要参数;对比分析冷却...  (本文共68页) 本文目录 | 阅读全文>>

《中国原子能科学研究院年报》1997年00期
中国原子能科学研究院年报

3×3燃料组件再次回堆考验

3×3燃料在重水反应堆高温高压回路中,已考验到了30900MWd/t燃耗(以下数据均以金属铀计),根据需要,组件出堆进行了中间检验。为了给巴基斯坦恰希玛核电站提供辐照性能数据,为秦山核电厂一期提高燃耗提供堆内全面辐照数据,经论证,决定将...  (本文共1页) 阅读全文>>

《中国原子能科学研究院年报》1997年00期
中国原子能科学研究院年报

乏燃料组件测量

用国际上通用的总γ、无源中子和高分辨γ能谱测量方法测量了乏燃料组件的燃耗、冷却时间和乏燃料组件内总钚含量和可裂变物质的含量。总γ测量使用电流电离室,无源中子(乏燃料组件中可裂变物质的自发裂变中子)用235U裂变室测量,高分辨γ能谱测量则采用高纯锗探测器。装有电离室和裂变室的密闭防水不锈钢盒组成了叉形探测器,该探测器固定于乏燃料贮存...  (本文共1页) 阅读全文>>

《核动力工程》2018年04期
核动力工程

破损燃料组件热室检查技术研究

燃料组件是反应堆的核心部件,通常在高燃耗、长循环水化学改变、低泄漏时高功率峰因子等条件下,容易造成燃料棒破损,燃料组件破损直接影响了反应堆的运行安全。开展燃料组件的破损检查可为分析破损机理、改进燃料组件提供重要的数据支撑[1-3]。国外关于辐照后破损燃料组件检查技术领域的研究技术已经趋于成熟和完善。如:日本原子能研究开发机构(JAEA)、法国原子能委员会(CEA)、美国爱达荷国家实验室(INL)相继建立热室内破损燃料组件辐照后检查技术条件,并且系统掌握了破损燃料组件的辐照后检查方法[4]。国内之前针对动力堆破损燃料组件检查研究主要侧重于破损识别方面,即通过监测裂变气体中Xe和Kr的放射性大小以及冷却剂中Cs和I的数量来监测燃料组件是否发生破损[5-6]。该技术具有较大局限性,目前只能确定组件内元件是否发生破损,无法确定燃料元件的破损位置和破损原因。为进一步检查分析破损燃料组件,本课题开展了棒束型破损燃料组件在热室内进行检查的可行...  (本文共4页) 阅读全文>>

《中国原子能科学研究院年报》2017年00期
中国原子能科学研究院年报

核燃料组件高能X射线无损探测技术研究

燃料组件是反应堆堆芯的关键部件,其性能质量直接关系到反应堆的安全性、经济性和先进性,核燃料组件在反应堆运行期间会在裂变产物、高温、中子辐照等因素的综合作用下发生开裂、肿胀,严重的情况下会出现破碎,这些将对反应堆的安全运行造成威胁,因此对核燃料组件的定期检测尤为重要。辐照后核燃料组件存在很强的放射性,对其进行检测存在一定的技术难度,通过国外的经验及相关研究,利用高能X射线直线加速器射线源进行核燃料组件的无损探测是一种有效的检测手段。中国原子能科学研究院“十二五”期间在核能开发项目的支持下进行了核燃料组件高能X射线无损探测技术研究,先后设计了探测器系统、精密机械系统、运动控制系统、成像系统、模拟核燃料组件等,搭建了核燃料组件探测系统平台,实现了对模拟核燃料组件的断层成像。图1为核燃料组件高能X射线无损探测实验装置,图2...  (本文共2页) 阅读全文>>