耦合一、二次侧换热的蒸汽发生器二次侧流场分析 被引量：7

1

作者 丛腾龙 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第8期1398-1405,共8页

蒸汽发生器(SG)内三维两相流场可为流致振动分析提供输入条件。本文基于FLUENT采用多孔介质模型对SG二次侧流场进行求解。在动量方程中添加管束附加阻力,分别计算横流和顺流管束阻力,同时考虑了下降段、支承板和汽水分离器阻力。在能量... 蒸汽发生器(SG)内三维两相流场可为流致振动分析提供输入条件。本文基于FLUENT采用多孔介质模型对SG二次侧流场进行求解。在动量方程中添加管束附加阻力,分别计算横流和顺流管束阻力,同时考虑了下降段、支承板和汽水分离器阻力。在能量方程中,将一、二次侧换热量三维分布作为二次侧流场的能量源项,在计算中采用耦合迭代求解。计算结果与总体设计值符合较好。计算结果同时显示,二次侧流场分布极不均匀;进入第一级汽水分离器的工质最大、最小流动含汽率分别为0.75和0.07;一、二次侧平均换热系数分别为15 856.5和63 623.0 W/(m2·K),二次侧最大换热系数为122 862.9W/(m2·K),U型管外壁面平均热流密度为149.9kW/m2;U型管弯管段最大横流速度约为4.06m/s;冷侧冲刷U型管的横流能量(ρu2)大于热侧,其值为1 145J/m3。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 二次侧 多孔介质 流致振动

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基于RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析 被引量：3

2

作者 李伟 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2046-2052,共7页

利用嵌入了液态锂铅(LiPb)的热工水力子模块的系统程序RELAP5/MOD3,对双功能液态锂铅(DFLL)实验包层模块(TBM)的安全特性进行评价。对DFLL-TBM及其辅助冷却系统的稳态运行工况、预期运行事件和相关事故工况进行了建模、计算和分析。计... 利用嵌入了液态锂铅(LiPb)的热工水力子模块的系统程序RELAP5/MOD3,对双功能液态锂铅(DFLL)实验包层模块(TBM)的安全特性进行评价。对DFLL-TBM及其辅助冷却系统的稳态运行工况、预期运行事件和相关事故工况进行了建模、计算和分析。计算结果表明,稳态运行时第一壁(FW)结构材料表面最高温度低于允许值550℃。事故工况下氦气泄漏引起的ITER真空室(VV)、窗口设备室(port cell)以及托卡马克冷却水系统大厅拱顶(TCWS vault)的增压均低于ITER要求的限值0.2MPa。实验包层钢结构不会熔化且可通过辐射换热有效地导出衰变余热。DFLL-TBM的设计可满足ITER对其热工水力安全方面的要求。 展开更多

关键词 RELAP5 液态锂铅 实验包层模块 事故工况

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流动泡核沸腾中汽泡行为的MPS数值模拟 被引量：2

3

作者 陈荣华 田文喜 +1 位作者 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第9期1051-1055,共5页

采用移动粒子半隐式(MPS)方法分别对加热面水平、竖直和45°倾斜放置时流动泡核沸腾中1个汽泡的成长至脱离过程进行了二维数值模拟,并将数值模拟结果与实验结果进行了对比。结果表明:汽泡的形状与成长速率的数值模拟结果与实验结果... 采用移动粒子半隐式(MPS)方法分别对加热面水平、竖直和45°倾斜放置时流动泡核沸腾中1个汽泡的成长至脱离过程进行了二维数值模拟,并将数值模拟结果与实验结果进行了对比。结果表明:汽泡的形状与成长速率的数值模拟结果与实验结果相符合,数值模拟成功地预测了实验中观察到的汽泡脱离前的滑移现象。 展开更多

关键词 移动粒子半隐式方法 汽泡行为 流动泡核沸腾

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基于CFD方法的棒束通道内临界热流密度预测 被引量：2

4

作者 张蕊 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期782-787,共6页

为研究棒束通道内临界热流密度现象,采用基于对气、液两相分别建立基本守恒方程的欧拉两流体六方程模型和改进的壁面热流密度分配模型,利用CFD商用软件FLUENT 14.5对捷克大型水介质实验回路上开展的临界热流密度(CHF)实验进行数值模拟... 为研究棒束通道内临界热流密度现象,采用基于对气、液两相分别建立基本守恒方程的欧拉两流体六方程模型和改进的壁面热流密度分配模型,利用CFD商用软件FLUENT 14.5对捷克大型水介质实验回路上开展的临界热流密度(CHF)实验进行数值模拟。通过计算获得CHF发生前、后计算域内重要热工水力参数的分布及CHF发生值,将CFD计算获得的CHF与实验测得值进行对比,结果表明,大多数工况的偏差在±30%以内,证明了欧拉两流体模型结合改进的壁面热流密度分配模型对CHF预测的准确性。本研究可为复杂结构的CHF预测提供依据。 展开更多

关键词 计算流体力学 临界热流密度 棒束通道

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双冷嬗变包层第一壁热工水力特性数值模拟研究 被引量：2

5

作者 焦宏 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第4期421-425,共5页

利用CFX程序对聚变驱动次临界堆嬗变包层第一壁在水冷条件下的热工水力特性进行数值模拟和分析。计算选用PWR典型工况下的水,取嬗变包层第一壁的局部模型,考虑了流固热耦合,重点计算分析了在不同壁面热流密度和冷却剂流速条件下冷却剂... 利用CFX程序对聚变驱动次临界堆嬗变包层第一壁在水冷条件下的热工水力特性进行数值模拟和分析。计算选用PWR典型工况下的水,取嬗变包层第一壁的局部模型,考虑了流固热耦合,重点计算分析了在不同壁面热流密度和冷却剂流速条件下冷却剂温度、压降及结构材料最高温度的分布。计算结果显示,当水的入口流速为1～5m/s时,结构材料的最高温度较使用典型工况下的氦气作冷却剂时低16～91K,同时结构材料最大温差降低了12.2%～49.5%。结果表明:水可较好地满足稳态工况下第一壁的换热要求。 展开更多

关键词 次临界堆 双冷嬗变包层 水冷 温度场 压降

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液膜蒸干模型在液态金属CHF预测中的应用 被引量：1

6

作者 马在勇 仇子铖 +3 位作者 巫英伟 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期617-621,共5页

为对圆管中环状流烧干型沸腾临界进行预测,建立了考虑液滴沉积夹带作用的液膜蒸干模型。沉积率、夹带率等相关关系式采用水等常规流体的已有关系式。在一定参数范围内,将模型预测结果与实验数据和经验关系式进行了比较。结果表明:基于... 为对圆管中环状流烧干型沸腾临界进行预测,建立了考虑液滴沉积夹带作用的液膜蒸干模型。沉积率、夹带率等相关关系式采用水等常规流体的已有关系式。在一定参数范围内,将模型预测结果与实验数据和经验关系式进行了比较。结果表明:基于常规流体的液膜蒸干模型大体可应用于液态金属,但在临界热流密度(CHF)较大时可能造成较大偏差;钠、钾两种液态金属在CHF较低时预测准确度区别不大,但在CHF较高时区别较为明显。为更加准确预测液态金属CHF,应开发专门的沉积率、夹带率等相关关系式。 展开更多

关键词 液态金属 临界热流密度 沉积 夹带

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碎片床冷却分析程序开发 被引量：1

7

作者 武小莉 刘博 +3 位作者 张亚培 田文喜 苏光辉 秋穗正 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期119-122,共4页

从基本的质量、动量方程出发,针对多孔介质碎片床,开发基于有限元法的二维稳态堆芯碎片床分析程序,并分析系统压力、颗粒直径、孔隙率等相关参数对于碎片床冷却能力的影响,为压力容器的完整性提供理论依据。

关键词 严重事故 多孔介质碎片床 有限元法 碎片床冷却能力

原文传递

基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

8

作者 崔世杰 王杰 +4 位作者 卢庆 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《科学技术与工程》 北大核心 2015年第30期23-29,共7页

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。 展开更多

关键词 MELCOR 失流事故 氦冷包层 HE-FUS3实验

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钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发 被引量：10

9

作者 秋穗正 张大林 +5 位作者 宋苹 王式保 梁禹 王心安 周磊 刘雅鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1941-1950,共10页

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的... 钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。 展开更多

关键词 钠冷快堆 瞬态热工水力 安全分析 程序开发 THACS

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事故容错燃料在大破口事故下的安全分析 被引量：5

10

作者 武小莉 汪洋 +6 位作者 张亚培 田文喜 苏光辉 秋穗正 刘彤 任啟森 黄恒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1065-1071,共7页

事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典... 事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故(LBLOCA)设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO_2-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。 展开更多

关键词 安全分析 事故容错燃料 严重事故

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基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证 被引量：4

11

作者 连强 田文喜 +1 位作者 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1007-1013,共7页

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HC... 由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。 展开更多

关键词 螺旋管蒸汽发生器 热工水力 模型开发 RELAP5 程序验证

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蒸汽发生器二次侧三维两相流场稳态计算 被引量：4

12

作者 丛腾龙 田文喜 +3 位作者 秋穗正 苏光辉 谢永诚 姚彦贵 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期37-40,共4页

采用多孔介质模型对蒸汽发生器二次侧流场进行分析。通过在多孔介质模型控制方程中添加附加的动量源项和能量源项来模拟蒸汽发生器内构件影响，动量源项中考虑下降段、管束、支承板和汽．水分离器的阻力；能量源项中添加一次侧对二次侧... 采用多孔介质模型对蒸汽发生器二次侧流场进行分析。通过在多孔介质模型控制方程中添加附加的动量源项和能量源项来模拟蒸汽发生器内构件影响，动量源项中考虑下降段、管束、支承板和汽．水分离器的阻力；能量源项中添加一次侧对二次侧的释热。将控制方程在ANSYSFLUENT求解器中求解，得到蒸汽发生器二次侧区域的速度场、温度场、压力场、密度场和含气率分布。结果表明，蒸汽发生器内冷热侧流速、空泡份额、混合物密度相差很大；汽．水分离器进口空泡份额分布在0．63-43．98之间；压力在轴向逐渐降低，在支承板位置出现突降。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 二次侧 多孔介质

原文传递

固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算 被引量：2

13

作者 刘利民 张大林 +3 位作者 郑美银 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期126-131,共6页

针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR... 针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。 展开更多

关键词 固态钍基熔盐堆 MCNP 堆芯物理参数

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Al_2O_3/H_2O纳米流体球形下封头表面气泡脱离行为模拟

14

作者 王云 武俊梅 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期73-79,共7页

压力容器内滞留(IVR)策略可在反应堆发生严重事故后,有效地将堆内熔融物滞留在压力容器内,是防止放射性物质外泄的关键技术。纳米流体是将粒径小于100nm的固体颗粒加入到基液中以提高换热特性的稳定悬浮液,其热物性以及换热特性与传统... 压力容器内滞留(IVR)策略可在反应堆发生严重事故后,有效地将堆内熔融物滞留在压力容器内,是防止放射性物质外泄的关键技术。纳米流体是将粒径小于100nm的固体颗粒加入到基液中以提高换热特性的稳定悬浮液,其热物性以及换热特性与传统固液悬浮液相比有较大区别,适宜的纳米流体种类及配比可强化换热。本文采用引入了无网格对流格式的移动粒子半隐法(MPS方法)研究了体积份额为1.0%的Al_2O_3/H_2O纳米流体和纯水中加热面朝下时气泡在加热面上的成长、脱离以及附着形成气膜的过程,探索了气泡脱离的临界角度及其影响因素,为加速纳米流体的工业应用、增强IVR能力提供理论基础。 展开更多

关键词 纳米流体 粒子半隐法 气泡动力学 加热面朝下

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堆芯熔融物与混凝土相互作用数值模拟研究

15

作者 许芝春 张亚培 +2 位作者 苏光辉 田文喜 秋穗正 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期40-46,共7页

为研究核电厂在严重事故条件下堆芯熔融物与安全壳混凝土堆腔的相互反应(MCCI),通过耦合熔融物-混凝土传热、混凝土高温分解、熔融物内金属氧化、熔融物注水冷却等模型,开发了一套MCCI数值模拟分析程序。利用MACE M3b和OECD/MCCI CCI-3... 为研究核电厂在严重事故条件下堆芯熔融物与安全壳混凝土堆腔的相互反应(MCCI),通过耦合熔融物-混凝土传热、混凝土高温分解、熔融物内金属氧化、熔融物注水冷却等模型,开发了一套MCCI数值模拟分析程序。利用MACE M3b和OECD/MCCI CCI-3两组实验数据对开发的程序进行了验证。结果表明,熔融物温度、轴向和径向烧蚀深度、上表面热流密度的计算值与实验测量值符合较好。利用开发的程序对衰变热、混凝土类型和注水时刻进行了敏感性计算和分析,进一步验证了程序的合理性。 展开更多

关键词 严重事故 混凝土烧蚀 熔融物冷却

原文传递

基于TEXAS-Ⅴ的AP1000堆外蒸汽爆炸分析 被引量：2

16

作者 张蕊 陈荣华 +2 位作者 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期64-69,共6页

TEXAS-Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用TEXAS-Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;AP1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低,压力波... TEXAS-Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用TEXAS-Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;AP1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低,压力波的传播会触发熔融物前沿后的熔融物碎裂产生更强的压力波,峰值可达70 MPa,且熔融物液柱具有合适的粗混合时间,较大的初始注入速度以及较大的注入直径能触发蒸汽爆炸产生更为强烈的压力波,具有更大的危险性。 展开更多

关键词 AP1000 TEXAS-Ⅴ程序 蒸汽爆炸

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超临界水堆的瞬态分析程序开发

17

作者 朱大欢 苏亚丽 +3 位作者 赵皓 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期58-64,共7页

超临界水堆(SCWR)是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆(SCWR-M)为研究对象,建立合理的数学模型,开发了针对超临界水堆系统的瞬态分析程序TACOS。运用TACOS程序对SCWR-M... 超临界水堆(SCWR)是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆(SCWR-M)为研究对象,建立合理的数学模型,开发了针对超临界水堆系统的瞬态分析程序TACOS。运用TACOS程序对SCWR-M进行了稳态计算和部分失流事故的瞬态分析。稳态计算的结果与设计值符合良好。部分失流事故的分析结果表明,事故中包壳表面最高温度为702.6℃,与安全限值相比有很大裕度。部分失流事故过程中不需采取特殊的安全措施,堆芯可自行回到安全状态。 展开更多

关键词 超临界水堆 混合谱 TACOS 失流事故

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