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热管冷却反应堆核热力耦合研究

发布时间:2021-03-05 03:14
  热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 

【文章来源】:核动力工程. 2020,41(04)北大核心

【文章页数】:6 页

【部分图文】:

热管冷却反应堆核热力耦合研究


核热力耦合迭代流程

示意图,热管,示意图,堆芯


本文选取5 MW热功率MegaPower热管堆作为研究对象,其结构如图2所示。该热管堆由6个形状大小相同的梯形单元旋转排列而成,每个重复单元包含352根燃料棒和204根热管,每根热管周围有6根燃料棒等间距排布。热管堆中心留有安全棒通道,外层由A12O3构成的圆柱体形反射层,中间设置12个控制鼓。热管工质为钾金属。参照LANL[10]与美国爱德华实验室(INL)[11]公布的该热管堆的具体参数,取堆芯活性区中间截面,采用二维1/6堆芯模型进行研究,对该堆进行了RMC的堆芯中子输运建模和ANSYS Mechanical程序的热-力计算模型建模。2.2 核热力耦合计算与分析

曲线,松弛因子,热力,功率和


对于热力耦合计算,考虑耦合效应后,燃料棒峰值温度上升了11 K,而基体的峰值应力和基体的峰值温度基本不变,堆芯整体的温度分布如图5a所示。相比于热力耦合对反应性的反馈,热力耦合计算对堆芯温度、应力场的影响小得多。这是由Mega Power热管堆设计方案的一体化堆芯的固有特点导致的,在MegaPower热管堆堆芯中,一体化堆芯没有包壳、热管壁等结构,气隙仅存在于燃料和基体之间,因此因为膨胀带来的气隙改变对堆芯整体的应力/应变和温度的影响相对较小。值得注意的是,Mega Power热管堆堆芯设计方案中,堆芯热阱(热管)和燃料峰值温度间的温差仅为75 K;考虑耦合效应后,11 K的燃料温升依然是一个可观的量。在传统压水堆中,考虑热工反应性反馈效应后,对堆芯的功率分布有展平效果从而使得峰值燃料/包壳温度有降低的趋势。然而,在固态反应堆中,考虑耦合效应后,堆芯的功率分布不均匀性进一步加剧,堆芯峰值温度高于非耦合情形。图4 不同功率和几何松弛因子下核热力耦合迭代中径向功率因子的收敛曲线

【参考文献】:
期刊论文
[1]热管冷却反应堆的兴起和发展[J]. 余红星,马誉高,张卓华,柴晓明.  核动力工程. 2019(04)



本文编号:3064475

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