光学法测量核聚变质子束能谱反演算法模拟研究 被引量：1

1

作者 桑耀东 张清民 +3 位作者 郭昊轩 朱康甫 谢朋佩 刘金良 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第1期16-24,共9页

以NIF装置D-T中子能谱为例,基于Geant4模拟构建了反冲质子能谱及能量响应矩阵,采用MLEM、OSL、GRAVEL、PRIP和MAXED算法反演获得了D-T中子对应的反冲质子能谱。结果表明:MLEM和GRAVEL算法的反演精度最高,且对测量数据的统计涨落要求较低... 以NIF装置D-T中子能谱为例,基于Geant4模拟构建了反冲质子能谱及能量响应矩阵,采用MLEM、OSL、GRAVEL、PRIP和MAXED算法反演获得了D-T中子对应的反冲质子能谱。结果表明:MLEM和GRAVEL算法的反演精度最高,且对测量数据的统计涨落要求较低;在同等计算资源配置下,MLEM、MAXED和PRIP算法的反演时间在秒量级,GRAVEL算法的反演时间则为几分钟;初始λ_(i)、响应矩阵和测量数据的幅值需要合理选择;OSL算法的反演精度低于MLEM算法;对含有高斯-椒盐混合噪声的图像进行中值滤波和BM3D算法去噪后,MLEM、GRAVEL和PRIP算法的反演精度满足要求。 展开更多

关键词 反演算法 光学法 质子能谱 脉冲聚变中子能谱测量

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窄矩形通道两相流动沸腾压降特性实验研究 被引量：3

2

作者 孙汝雷 张大林 +4 位作者 周健成 宋功乐 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第9期1537-1549,共13页

实验研究了横向均匀和非均匀(多项式和正弦分布)加热条件下垂直矩形通道(2 mm×60 mm×1000 mm)的沸腾压降特性,实验段为双面加热,有效加热面尺寸为56 mm×700 mm。工作流体为去离子水,通过改变入口压力和流量边界开展不同... 实验研究了横向均匀和非均匀(多项式和正弦分布)加热条件下垂直矩形通道(2 mm×60 mm×1000 mm)的沸腾压降特性,实验段为双面加热,有效加热面尺寸为56 mm×700 mm。工作流体为去离子水,通过改变入口压力和流量边界开展不同参数工况下的实验研究。结果表明,两相压降梯度随饱和压力的增加而减小,随质量流速的增加而增大,含气率对两相压降的影响与质量流速有关,横向功率分布形式对流动沸腾压降也有重要影响。基于均匀加热实验数据对现有的两相压降预测模型进行了评价,发现使用等效黏度假设的均相模型极大低估了实验值,且预测结果的分散度较大;分相模型中Müller-Steinhagen和Heck、Li和Wu关系式预测效果最好,平均绝对误差分别为11.8%和12.3%,且大多数预测值在±20%误差带内。本文基于Müller-Steinhagen和Heck关系式形式引入邦德数Bo考虑表面张力的影响,拟合得到新的预测关系式,该关系式对实验数据的预测误差在±8%的误差范围内。 展开更多

关键词 窄矩形通道 流动沸腾 两相压降 加热功率分布

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随机填充球床通道内氦气流动特性实验研究 被引量：1

3

作者 伍振兴 巫英伟 +4 位作者 唐思邈 刘镝 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第7期1282-1287,共6页

在聚变堆氦冷固态包层氚增殖区,球床通道内氦气流动压降特性对泵功率的设计具有重要意义。以氦冷固态包层氚增殖区为背景,研究了氦气流速、球床颗粒直径及球床通道长度对球床通道内氦气流动压降特性的影响。实验段采用20 mm×20 mm&... 在聚变堆氦冷固态包层氚增殖区,球床通道内氦气流动压降特性对泵功率的设计具有重要意义。以氦冷固态包层氚增殖区为背景,研究了氦气流速、球床颗粒直径及球床通道长度对球床通道内氦气流动压降特性的影响。实验段采用20 mm×20 mm×500 mm的矩形通道,实验中氦气流速为0.1~0.6m/s,球床颗粒直径为0.5、0.8、1.0、1.5、2.0mm。实验结果表明,压降与氦气流速以及球床通道长度呈正相关,与球床颗粒直径呈负相关。对比Ergun关系式发现,在球床颗粒直径较小时,Ergun关系式预测值低于实验值,这主要是由于氦气可压缩性的影响。通过动量方程,理论推导出经可压缩性修正的Ergun关系式,结果发现修正后的Ergun关系式预测值与实验值符合良好。本研究为氦冷固态包层氚增殖区设计提供了数据支撑,为球床通道内流动特性的数值模拟提供了验证手段。 展开更多

关键词 随机填充球床 氦气流动特性 实验研究

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不溶性腐蚀产物在棒束通道内沉积的数值模拟

4

作者 陈诺 马俊 +4 位作者 张吉 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期70-79,共10页

在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆... 在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆芯燃料棒束通道内颗粒沉积的数值模拟方法,基于单相流体标准k-ε模型和颗粒离散相模型,构建了粒状腐蚀产物流动沉积数学物理模型,结合颗粒流动-沉积特性实验的实验结果,验证了该模型的可行性和有效性,开展了不溶性粒状腐蚀产物在5×5带格架棒束通道中流动沉积研究,获得了粒状腐蚀产物在棒束通道内的沉积特性:流体中颗粒浓度在经过格架后明显减少;进口截面处的颗粒浓度在固体壁面较高,出口截面处的颗粒浓度则分布得更均匀;入口处棒束表面及壁面的颗粒沉积呈现为大面积附着沉积,格架表面、其余棒束表面和壁面的颗粒沉积呈现为点状附着沉积。 展开更多

关键词 压水堆 5×5棒束通道 格架 颗粒沉积 数值模拟

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基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展 被引量：19

5

作者 田文喜 王明军 +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10期1968-1982,共15页

西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能... 西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。 展开更多

关键词 计算流体力学 热工水力 核动力系统 数值计算

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基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证 被引量：11

6

作者 宋健 谭超 +5 位作者 唐思邈 刘利民 田文喜 巫英伟 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第6期994-1001,共8页

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠... 对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。 展开更多

关键词 RELAP5 钠冷快堆 液态金属物性 热工水力分析 程序开发

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数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证 被引量：4

7

作者 刘凯 王明军 +2 位作者 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第2期261-270,共10页

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模... 堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。 展开更多

关键词 OPENFOAM 压水堆堆芯 耦合换热 子通道分析

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钨/铜界面处氢原子与空位相互作用的第一性原理计算 被引量：2

8

作者 柳文波 何欢 +1 位作者 王东杰 张朋波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期36-41,共6页

钨/铜界面是聚变堆偏滤器的重要连接界面,在高热流密度和强中子辐照下会成为氢同位素渗透滞留的高速通道和捕获陷阱。本文利用第一性原理方法研究了钨/铜界面处氢原子与点缺陷的相互作用,考察了氢原子的滞留行为和空位在界面处的形成行... 钨/铜界面是聚变堆偏滤器的重要连接界面,在高热流密度和强中子辐照下会成为氢同位素渗透滞留的高速通道和捕获陷阱。本文利用第一性原理方法研究了钨/铜界面处氢原子与点缺陷的相互作用,考察了氢原子的滞留行为和空位在界面处的形成行为,分析了氢原子的优先占据位置及氢原子与空位的作用机理。结果表明:在钨/铜界面中,氢原子稳定存在于钨/铜界面中间及铜晶格中;对于空位,界面附近的铜空位不稳定,会自发移动到钨/铜界面的顶端表面,而钨空位相对稳定存在;相比于铜空位,钨空位吸引氢原子的能力更强。氢原子的存在会抑制铜空位的迁移现象,从而可能形成氢泡。 展开更多

关键词 第一性原理 钨/铜界面 氢 点缺陷

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辐照条件下空洞超点阵形成过程的相场模拟

9

作者 柳文波 姜彦博 +1 位作者 吴石 杨朝曦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期87-93,共7页

钨(W)具有高熔点、高热导率和优异的抗辐照能力等优点,是未来聚变堆面向等离子体部件的重要候选材料。然而中子辐照后的纯W中会产生空洞超点阵,严重影响其服役性能。本文改进了辐照条件下纯W中空洞超点阵形成过程的相场模型,采用更合理... 钨(W)具有高熔点、高热导率和优异的抗辐照能力等优点,是未来聚变堆面向等离子体部件的重要候选材料。然而中子辐照后的纯W中会产生空洞超点阵,严重影响其服役性能。本文改进了辐照条件下纯W中空洞超点阵形成过程的相场模型,采用更合理的体系总自由能函数表达形式,且考虑了空间与时间上随机分布的辐照点缺陷的产生。模拟结果表明:辐照过程中,间隙原子的定向扩散及其与空位的相互作用是空洞超点阵形成的主要原因;间隙原子沿不同方向的定向扩散形成了不同类型的空洞点阵;点阵中空洞的排列会随模拟时间的延长变得有序,空洞尺寸也会变得基本一致,而空洞形状并非标准的圆形,模拟结果与实验结果基本一致。 展开更多

关键词 相场模拟 钨 空洞超点阵 辐照 点缺陷

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基于OpenFOAM的过冷流动沸腾数值模拟 被引量：6

10

作者 秦浩 王明军 +3 位作者 李林峰 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期2157-2161,共5页

过冷流动沸腾现象被广泛应用于工业生产和动力系统中,对该现象的准确预测是两相流CFD模拟的重要研究方向。本文详细阐述了该模拟过程中的欧拉两流体模型及相关辅助模型,基于开源CFD平台OpenFOAM,模拟了4.5MPa下竖直圆管内的过冷流动沸腾... 过冷流动沸腾现象被广泛应用于工业生产和动力系统中,对该现象的准确预测是两相流CFD模拟的重要研究方向。本文详细阐述了该模拟过程中的欧拉两流体模型及相关辅助模型,基于开源CFD平台OpenFOAM,模拟了4.5MPa下竖直圆管内的过冷流动沸腾,得到了截面空泡份额、液相平均温度及壁面温度沿轴向的分布。计算结果与实验值符合良好,说明了模型的有效性和程序的正确性。本文可为在OpenFOAM中添加新的模型及开发新的求解器以模拟过冷流动沸腾问题提供参考。 展开更多

关键词 OPENFOAM 过冷流动沸腾 数值模拟

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氟盐冷却高温堆氚输运特性数值研究 被引量：2

11

作者 秦浩 王成龙 +3 位作者 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期434-440,共7页

氚的控制是限制氟盐冷却高温堆(FHR)发展的关键问题,欲实现氚的有效控制,首先需明确氚在熔盐堆一回路中的输运行为。本文阐明了氚在熔盐堆一回路中的输运特性,包括氚的产生及存在形态的分化、石墨对氚的吸附、氚在熔盐中的溶解与扩散以... 氚的控制是限制氟盐冷却高温堆(FHR)发展的关键问题,欲实现氚的有效控制,首先需明确氚在熔盐堆一回路中的输运行为。本文阐明了氚在熔盐堆一回路中的输运特性,包括氚的产生及存在形态的分化、石墨对氚的吸附、氚在熔盐中的溶解与扩散以及氚在管壁材料中的渗透等。针对氚在熔盐堆一回路中的输运行为,建立了数学物理模型,基于FORTRAN语言开发了适用于FHR的氚输运特性分析程序TAPAS。通过将实验数据与程序计算结果对比,说明了TAPAS程序计算的合理性和准确性。利用TAPAS对模块化移动式氟盐冷却高温堆(TFHR)中氚的输运特性进行了分析。计算表明,TFHR的初始产氚率约为5.54×10^(-8) mol/s,一回路中的氚主要以T2形式存在,腐蚀反应主要发生在热管段入口处。反应堆运行25EFPD(等效满功率天)后,石墨吸附氚达到限值。反应堆稳态运行时,T2向管壁表面的渗透速率可视为常数,其值为8.35μmol/EFPD。本研究可为FHR的研究设计和辐射防护提供参考。 展开更多

关键词 氟盐冷却高温堆 氚输运特性 腐蚀 渗透 扩散

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核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析 被引量：2

12

作者 韩梓超 章静 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第7期1276-1284,共9页

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开... 为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。 展开更多

关键词 核热推进 系统分析程序 氢气 热工水力计算

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高温氢工质热物理性质计算分析 被引量：2

13

作者 房玉良 王成龙 +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 2021年第8期1411-1419,共9页

氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究,建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型,开发了热物性计算程序Prop_H_H2,适用范围为温度100~3500 K、压... 氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究,建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型,开发了热物性计算程序Prop_H_H2,适用范围为温度100~3500 K、压力10^(4)~5×10^(7) Pa。验证表明,Prop_H_H2在适用范围内计算氢工质的物性参数合理可靠,在温度200~3000 K、压力10^(4)~10^(7) Pa范围内,程序预测值更加准确,相对偏差在±5%左右。本研究可为氢工质相关的航天推进、应用物理学、能源动力等行业的科研和应用提供支持借鉴。 展开更多

关键词 氢气 热物理性质 计算程序 高温高压 热解

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T型管热混合温度波动特性研究 被引量：1

14

作者 任五岳 田文喜 +4 位作者 边嘉伟 于国军 汪刘 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1371-1378,共8页

在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了... 在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。 展开更多

关键词 T型管 堆芯应急冷却系统 LOCA 热混合 温度波动

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铅铋-水直接接触沸水快堆系统子通道耦合热工分析 被引量：1

15

作者 魏诗颖 田永红 +4 位作者 吴荣 王成龙 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期41-47,共7页

新概念铅铋-水直接接触沸水快堆(PBWFR)结构紧凑,具有可移动性,在海岛、偏远地区具有很强的应用价值。本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合,对PBWFR进行分析,重点分析... 新概念铅铋-水直接接触沸水快堆(PBWFR)结构紧凑,具有可移动性,在海岛、偏远地区具有很强的应用价值。本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合,对PBWFR进行分析,重点分析了无保护超功率(UTOP)事故,得到了PBWFR堆芯子通道和系统热工水力特性。结果表明,SACOL程序与耦合程序计算结果的相对误差不超过4%,证明了单向耦合和分步计算的正确性和合理性。采用耦合计算能更加准确地描述事故后组件内各子通道的热工参数变化,弥补了单通道程序分析的不足。在UTOP事故分析中,随着功率上升,包壳温度会迅速升高,热通道内包壳温度最高会达到834℃,超过许用限值800℃而导致包壳失效。因此包壳温度需在事故开始时具有足够的安全裕量,才能保证事故后反应堆的长期安全运行。 展开更多

关键词 PBWFR 系统分析 子通道分析 耦合分析

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铅铋堆堆芯燃料组件棒束弯曲工况下流动换热特性研究 被引量：1

16

作者 秋涵瑞 李俊 +3 位作者 王明军 章静 田文喜 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第8期1514-1524,共11页

核反应堆在运行过程中燃料组件可能出现弯曲和变形现象,直接影响到核反应堆的安全性和可靠性。为探究铅铋堆堆芯燃料组件棒束在弯曲状态下的冷却剂流动换热特性,本文基于CFD方法,对卡尔斯鲁厄理工学院(KIT)开展的铅铋堆19棒燃料组件实... 核反应堆在运行过程中燃料组件可能出现弯曲和变形现象,直接影响到核反应堆的安全性和可靠性。为探究铅铋堆堆芯燃料组件棒束在弯曲状态下的冷却剂流动换热特性,本文基于CFD方法,对卡尔斯鲁厄理工学院(KIT)开展的铅铋堆19棒燃料组件实验进行了数值模拟研究,获得了光棒弯曲和带绕丝棒弯曲两种条件下的组件内热工水力参数分布特性。结果表明,在光棒情况下单棒弯曲会使局部冷却剂通道变窄,造成局部的高温区域。在有绕丝情况下,由于绕丝的搅混作用,使得棒束弯曲造成局部高温现象相对较弱,高温区域主要集中在棒束与绕丝接触的狭小区域内。本文揭示了铅铋堆燃料组件燃料棒弯曲条件对堆芯安全的影响规律,为铅铋堆热工安全设计提供了重要参考。 展开更多

关键词 铅铋堆 燃料组件 棒束弯曲 CFD方法 反应堆热工水力

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自然循环与强迫循环条件下阻力及换热特性对比 被引量：2

17

作者 伍振兴 阎昌琪 +2 位作者 田春平 田旺盛 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1188-1194,共7页

为研究自然循环和强迫循环条件下流动及换热特性的区别,以单面加热窄矩形通道为研究对象,在压力0.2 MPa、实验段入口欠热度30~60℃的条件下,分别进行了强迫循环和自然循环条件下流动及换热实验。等热流密度条件下的阻力实验研究表明:在... 为研究自然循环和强迫循环条件下流动及换热特性的区别,以单面加热窄矩形通道为研究对象,在压力0.2 MPa、实验段入口欠热度30~60℃的条件下,分别进行了强迫循环和自然循环条件下流动及换热实验。等热流密度条件下的阻力实验研究表明:在层流区,强迫循环和自然循环条件下的阻力特性几乎相同;在湍流区,修正后的Blasius关系式能同时适用于强迫循环和自然循环条件下的阻力预测;通过对比发现,强迫循环和自然循环条件下的转捩点雷诺数以及过渡态雷诺数区间几乎相同。换热实验研究表明:在湍流区,适用于强迫循环条件下的Gneilinski关系式能对自然循环换热能力较好预测;通过分析发现,在本实验研究范围内,自然循环与强迫循环条件下换热能力无明显区别。 展开更多

关键词 窄矩形通道 强迫循环 自然循环 阻力特性 换热特性

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氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态分析

18

作者 秦浩 王成龙 +2 位作者 秋穗正 田文喜 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期795-801,共7页

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物,具有强腐蚀性和渗透性,是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆(FHR)中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究,主要讨论在无保护反应性引入(URI)及无保护冷却剂入口过冷(UOC)... 氚是熔盐堆运行过程中的固有产物,具有强腐蚀性和渗透性,是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆(FHR)中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究,主要讨论在无保护反应性引入(URI)及无保护冷却剂入口过冷(UOC)事故下,熔盐堆一回路中的氚产率、石墨吸附量、熔盐溶解量、腐蚀与沉积反应以及氚向二回路的扩散等特性。研究发现,瞬态条件下氚输运特性较稳态时更为复杂多变,呈现出强烈的动态耦合特点,这对氚控设备的性能提出了更高的要求。计算表明,在URI和UOC事故下,氚向二回路的扩散速率均降低,不需投入额外的氚控安全设施。 展开更多

关键词 氟盐冷却高温堆 氚 输运特性 瞬态工况

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CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用

19

作者 董正阳 刘凯 +3 位作者 王明军 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期45-55,共11页

核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对... 核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。 展开更多

关键词 OPENFOAM 压水堆堆芯 中子扩散 核热耦合 杂质沉积

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弯曲变形工况下板状燃料堆芯三维热工水力特性分析

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作者 刘奚彤 刘凯 +4 位作者 王明军 王啸宇 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期67-78,共12页

板状燃料因其功率密度高、燃耗较深的特点,在诸多测试堆与实验堆中得到广泛应用。受堆内辐照、流致振动等常见预期瞬态影响,其狭长的冷却剂流道极易受压而发生弯曲变形,进一步影响堆芯换热并对反应堆安全造成威胁。本文依托OpenFOAM平... 板状燃料因其功率密度高、燃耗较深的特点,在诸多测试堆与实验堆中得到广泛应用。受堆内辐照、流致振动等常见预期瞬态影响,其狭长的冷却剂流道极易受压而发生弯曲变形,进一步影响堆芯换热并对反应堆安全造成威胁。本文依托OpenFOAM平台开发了板状燃料堆芯三维通道级热工水力分析程序CorTAF-PT,在数组矩形窄缝通道流动换热实验对比验证的基础上,针对IAEA 10 MW材料测试堆开展了弯曲变形工况下三维数值模拟,获得了全堆芯关键热工水力参数的多尺度分布特性,并对堆芯出口处热点偏移现象进行了分析。本研究对自主可控堆芯级高精度三维热工水力分析技术开发具有参考价值,同时也可为后续板状燃料堆芯事故安全分析的开展提供了基础。 展开更多

关键词 板状燃料 OPENFOAM 耦合换热 弯曲变形

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