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文献类型

2 篇 学位论文

馆藏范围

2 篇 电子文献
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日期分布

学科分类号

2 篇 工学
- 2 篇 核科学与技术

主题

2 篇 两流体模型
2 篇 热工水力
2 篇 螺旋管直流蒸汽发...
1 篇 小型模块化反应堆
1 篇 数值模拟
1 篇 铅铋快堆

机构

2 篇 重庆大学

作者

1 篇 丁雪友
1 篇 杨自强

语言

2 篇 中文

检索条件"主题词=螺旋管直流蒸汽发生器"

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详细简洁

排序：

基于两流体架构的铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器流动与传热模型研究

基于两流体架构的铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器流动与传热模型研...

引用

作者：丁雪友重庆大学

学位级别：硕士

螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)因其紧凑式的结构设计、较好的传热性能和热膨胀自由等安全特性在铅铋快堆中得以广泛应用。作为铅铋快堆一、二回路换热的关键设备,HOTSG的稳定可靠影响着反应堆系统的经济性与安全性,而蒸汽发生器的结构设... 详细信息

螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)因其紧凑式的结构设计、较好的传热性能和热膨胀自由等安全特性在铅铋快堆中得以广泛应用。作为铅铋快堆一、二回路换热的关键设备,HOTSG的稳定可靠影响着反应堆系统的经济性与安全性,而蒸汽发生器的结构设计与优化、稳态和瞬态条件下关键参数分布、安全特性分析均需要热工水力特性作为输入条件,因此建立准确的热工水力分析模型是开展蒸汽发生器设计与分析的基础。本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器为研究对象,基于两流体架构开展铅铋快堆HOTSG热工水力模型研究,建立了耦合一、二次侧相壁和相间流动传热模型体系,采用一维程序计算和三维数值分析相结合的方法,获得关键热工水力参数的分布特性,通过BREST-OD-300和MRX实验数据对比,验证了本文模型体系的正确性,根据三维数值计算结果揭示了径向交混等三维效应对传热的影响规律。本文的主要工作包括:(1)基于铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器的结构特点,简化得到了一、二次侧一维物理模型,重点构建了两流体架构下三相冷却剂的流动与传热体系,划分了螺旋管内两相沸腾相变流型,根据网格敏感性分析确定一维控制体的尺寸,通过模型敏感性分析评价并确认了耦合一、二次侧的相壁和相间摩擦传热模型,采用有限体积法对流场进行离散并利用SIMPLEC算法求解控制方程。(2)采用已建立的模型体系开展稳态及瞬态的计算,与BREST-OD-300和MRX蒸汽发生器实验数据进行对比验证,结果表明:一次侧出口温度与实验值最大相对误差为5.94%,二次侧出口温度误差仅为0.69%,计算的热工水力参数与实验值吻合良好,验证了两侧模型的准确性。然后开展了模型应用计算与分析,获得了铅铋快堆HOTSG热工水力参数沿管长的分布特性,出口参数与设计值吻合较好。通过不确定性分析,一次侧温度变化对蒸汽发生器运行影响较大,最终造成出口蒸汽温度有40.96℃不确定带。本模型计算的热工水力参数符合沸腾传热机理,具有较好的准确性和计算精度。(3)在模型建立与验证的基础上,开展了基于多孔介质模型的HOTSG三维数值模拟研究,将一维计算结果与三维数值结果进行对比,一维程序和三维数值计算的蒸汽温度与设计值的相对误差分别为0.55%和0.81%,铅铋出口温度相对误差分别为1.20%和0.33%,二者误差均较小,表明本文模型可准确反映一次侧径向交混等三维效应对传热的影响,另外还获得了蒸汽发生器整体流场、温度场等三维特性,明确了铅铋入口腔室径向流速对整体流场的影响。基于上述研究工作,本文建立了基于两流体架构的铅铋快堆HOTSG流动传热模型,通过实验数据和三维数值模拟综合验证了模型的正确性,为HOTSG的结构设计、流动传热分析及安全特性评价奠定基础,对保障蒸汽发生器安全有效运行具有重要意义。

关键词：热工水力螺旋管直流蒸汽发生器两流体模型铅铋快堆数值模拟

来源：评论

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小型模块化反应堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力研究

小型模块化反应堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力研究

引用

作者：杨自强重庆大学

学位级别：硕士

小型模块化(Small Modular Reactor,SMR)反应堆的研发是国际核能应用开发的一个新的趋势,成为谋求核能应用市场多远化的一条重要途径。国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)认为SMR在安全性、经济型、核不扩散能力... 详细信息

小型模块化(Small Modular Reactor,SMR)反应堆的研发是国际核能应用开发的一个新的趋势,成为谋求核能应用市场多远化的一条重要途径。国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)认为SMR在安全性、经济型、核不扩散能力以及无需现场装料的能力方面与其他能源以及大型反应堆相比,有着非常大的优势。SMR建造灵活简单、用处广泛,可以有效解决电力不足地区的电网输电问题,被视为“核能工业的转折点”。SMR得到了世界各国,尤其是发展中国家的密切关注。而螺旋管式直流蒸汽发生器(Helical Coiled Once Through Steam Generators,HOTSG)凭借其结构紧凑、换热效率高的独特优势,已经广泛应用于SMR的蒸汽发生器研发设计中。由于蒸汽发生器是反应堆运行中事故发生率比较高的设备,而HOTSG又有着与其他形式蒸汽发生器完全不同的结构特征,所以研究HOTSG的特性对SMR设计建造非常重要。本文通过分析HOTSG的结构特性,建立了此类蒸汽发生器的结构设计计算原则,采用两流体数学模型计算二次侧汽液两相流动。并考虑汽液两相间的热相变,将二次侧传热区域分为单相液区、高过冷沸腾区、饱和核态沸腾区、过渡沸腾区、膜态沸腾区和过热蒸汽区。通过比较筛选了适合HOTSG传热和压降的计算模型。确定了控制方程的离散格式,在时间步长的控制上运用欠松弛方法,采用交错网格、SIMPLIC算法计算流场,以逐次超松弛迭代(SOR)方法做了方程求解。本文采用FORTRAN语言编写了HOTSG的仿真程序。以日本MRX堆和韩国SMART堆为参考对象进行程序验证,将仿真计算结果与韩国原子能研究院开发程序ONCESG进行对比,结果吻合良好。以MRX反应堆为基本对象开展针对SMR的换热分析,研究了二次侧流量、二次侧工质进口温度和一次侧冷却剂流量对蒸汽发生器换热的影响。结果表明,随着二次侧冷却剂流量的降低,核态沸腾段所占区域逐渐缩短;当二次侧工质进口温度升高,一次侧与二次侧之间传热减少;一次侧冷却剂流量变化对整个换热过程的影响较为明显,一次侧冷却剂流量发生变化,各传热区域所占长度与水蒸气出口温度也发生变化。说明一次侧冷却剂流量在整个传热过程中最为重要,可以通过改变一次侧流量来改变蒸汽品质。本文的研究结果可为HOTSG的工程建设提供指导,并为流动不稳定性和瞬态研究奠定了基础。

关键词：两流体模型小型模块化反应堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力

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