矩形通道堆芯稳态热工水力分析程序的开发
黄彦平,男,博士,1968年12月生,研究员,博士生导师。
黄彦平,男,博士,1968年12月生,研究员,博士生导师。
黄彦平，男，博士，1968年12月生，研究员，博士生导师。
中国核动力研究设计院反应堆工程研究所副所长兼总工程师，中核核反应堆热工水力技术重点实验室主任。
中核集团核反应堆热工及流体力学分领域科技带头人，国防科技工业核动力技术创新中心技术首席，某核动力技术专项技术总监，中国核学会反应堆热工流体专业委员会秘书长，享受政府特殊津贴。
国家杰出青年科学基金获得者，国家安全重大基础研究项目（国防973）技术首席，入选国家百千万人才工程，国家级有突出贡献的中青年专家，中核集团科技带头人，第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆核能系统国际主席，第20、21、22届国际核工程大会技术委员会主席。
1987年9月-1994年6月，20XX年9月-20XX年12月在西安交通大学核反应堆工程、核能科学与工程、核科学与技术专业获学士、硕士、博士学位。
1994年毕业后长期在中国核动力研究设计院核动力工程技术研发一线工作，一直致力于核反应堆热工水力基础理论及先进核动力总体技术研究，主要在自然循环理论研究及工程应用研究，板型燃料元件流动、传热、沸腾机理与流动失稳研究及应用，棒状燃料元件堆芯热工水力学理论与实验研究，超临界水冷堆技术研究开发，严重事故实验研究方面开展了大量的应用基础与应用研究，取得了一系列创新成果。
依托长期的研究开发经验首次提出了超临界二氧化碳核能系统概念和数字实验理论与技术开发两个全新的研究方向方面，得到国家大力支持。
超碳动力概念进入国家创新发展规划。
实验探索了应用于核动力系统自然循环及非能动安全技术的科学原理和技术途径，提出了“十大模拟准则”，成果成功应用于实艇工程，获国防科学技术一等奖，排名第一；系统研究了陆海基条件下矩形窄缝通道内流动、传热、沸腾临界、流动失稳机理和强化传热方法，发展了一套完整的该型堆芯热工水力特性的模型预测方法，构建了纵向涡强化传热新理论，成果应用于某示范堆工程，获国防科学技术一等奖，排名第二；揭示了超临界流体拟临界区物性畸变诱导热质传递异化的物理机制，建立了流动传热预测方法并成功应用于我国超临界水冷堆自主品牌CSR1000，成果获国防科学技术二等奖，担任国际超临界水冷堆技术指导委员会主席并主持国际研发计划；探索了超临界流体工质应用于核动力系统的新方法，首次提出了超临界二氧化碳核反应堆及能量转换技术新概念，完成了超临界二氧化碳工质热质传递的基础理论和实验研究，发展了系统热经济学评价方法和体系，已列入“十三五”国家相关部委的重点支持项目。
SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发
能够描述多种复杂几何形式的方形组件 ，满足组 件选型要求 ； ②能够进行调棒临界． 燃耗计算和换
料计算 ， 满足 Ｓ Ｃ ＷＲ的反应性控制方式和设计要
收 稿 日期 ：２ ０ １ ２ － １ ０ — ２ １ ：修 回 日期 ：２ ０ １ ２ ． １ １ － １ ９
堆芯概念设 计。
关键 词 ：超临界水冷反应堆 ；稳态物理 ． 热 工水 力耦 合 ；概念设计 ； Ｃ Ａ Ｓ Ｉ Ｒ
中图分 类号 ：Ｔ Ｌ ３ ６ ４ 文献标志码 ：Ａ
１ 引 言
超临界水 冷反应堆 （ Ｓ Ｃ ＷＲ）运行在水的热 力学临界点 （ ３ ７ ４ ℃， ２ ２ ． １ ＭＰ ａ ） 之上 ，堆芯冷却 剂人 口温度约 ２ ８ ０ ℃，出口温度约 ５ ０ ０ ℃，在 ２ ５ ＭＰ ａ 的运行压力下 ，堆芯 中冷却剂的密度变化范 围较大 ， 从堆芯人 口 处的 Ｏ ． ８ ｇ ／ ｍ 。 变化为堆芯出 口的 ０ ． １ ｇ ／ ｍ 。 ，因此 ，即使在堆芯稳态运行工况
稳态 物理 ． 热工 水力 耦合计 算 的程序 系统 Ｃ Ａ Ｓ Ｉ Ｒ 。Ｃ Ａ Ｓ Ｉ Ｒ 由改进 的压水 堆堆 芯 中子 学计算程 序 和适用 于 Ｓ Ｃ ＷＲ燃料组件计算 的子通道 热工． 水 力程序组成 ， 具 备调整堆芯下腔室入 口流量 分配的功 能。 针对 Ｃ Ｓ Ｒ１ ０ ０ ０ 双流程 的 Ｓ Ｃ ＷＲ首 循环 堆芯 ，通过与蒙特卡罗程序对 比寿期初时刻计算结果 的方式 ，初 步验证 Ｃ ＡＳ Ｉ Ｒ计算 Ｓ Ｃ ＷＲ堆芯 中子学 问题 的准确性 ； 通过 Ｓ Ｃ ＷＲ堆芯燃耗模拟 ， 以及 调整堆芯流量分布使得最大包壳表 面温度 （ ＭＣ Ｓ Ｔ） 满足设计限值 的测试 ， 表明 Ｃ ＡＳ Ｉ Ｒ满足 Ｓ Ｃ ＷＲ堆芯设 计的要求 ， 可应用于方形燃料组 件的 Ｓ Ｃ ＷＲ
行波堆 TP-1堆芯热工水力单通道与子通道分析方法研究
行波堆 TP-1堆芯热工水力单通道与子通道分析方法研究韦宏洋;田文喜;丛腾龙;黄灏;苏光辉;秋穗正【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(000)012【摘要】以泰拉能源公司提出的钠冷行波堆 TP-1为研究对象，通过钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST得到堆芯各组件内冷却剂、包壳和燃料棒的平均温度分布。
用子通道分析程序 SACOS-Na对TAST计算得到的最热组件进行详细分析计算，得到该组件内冷却剂的温度、压力和流速分布，并得到燃料棒和包壳的温度场。
结果表明：单通道与子通道的结合使用能有效提高计算效率，提高反应堆设计的安全性。
【总页数】6页(P2261-2266)【作者】韦宏洋;田文喜;丛腾龙;黄灏;苏光辉;秋穗正【作者单位】西安交通大学核科学与技术系动力工程与多相流国家重点实验室，陕西西安710049;西安交通大学核科学与技术系动力工程与多相流国家重点实验室，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术系动力工程与多相流国家重点实验室，陕西西安 710049;中科华核电技术研究院有限公司，广东深圳 518026;西安交通大学核科学与技术系动力工程与多相流国家重点实验室，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术系动力工程与多相流国家重点实验室，陕西西安710049【正文语种】中文【中图分类】TL333【相关文献】1.反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发 [J], 刘伟;白宁;朱元兵;单建强;张博;苟军利;厉井钢2.基于多孔介质模型的行波堆TP-1堆芯稳态温度场与流场数值模拟 [J], 陈静;田文喜;韦宏洋;巫英伟;秋穗正;苏光辉3.钠冷行波堆 TP-1瞬态安全分析 [J], 韦宏洋;丛腾龙;田文喜;杨江;秋穗正;苏光辉4.基于 FLUENT 软件耦合点堆中子动力学模型的行波堆热工水力分析 [J], 黄思洋;张大林;丛腾龙;苏光辉5.基于FLUENT软件耦合点堆中子动力学模型的行波堆热工水力分析 [J], 黄思洋;张大林;丛腾龙;苏光辉;因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
矩形窄缝通道内水稳态和瞬态流动换热特性实验
热特性 的实验研究 ，以揭示其流动换热的规律。
ｌ ２ ３
ｌ ４
２ 实验 系统描述
２ １ 实验 回路 ＿
［１ ／ｌ ／ ［： ／ １ ｌ］ ＝ ：／ ：『
ｌｌ ／ ／ ／ ／ ｌ ／ 孜受 ／ ／ ， ／ 灾
参 数 值
Ｏ５～ ． ５ ２ ７～３５ ７ ４～５ Ｏ
程序进行计算 ，得到实验段电功率 ；之后计算机 通过 Ｇ Ｉ 卡发 出相应 的功率控制信号 ， ＰＢ 控制直 流电源功率输出为预定值。通过该循 环过程完成 对实验段 电功率 的 自 动控制。 ２３ 程 序的主要功 能和物理模型 瞬态功率 ．． ２ 自 动控制程序的主要功能是 ：模拟控制棒移动引 入的反应性和燃料元件温度变化 、慢化剂温度变 化引人的反应性反馈 ，实现实验段瞬态功率的 自 动控制。程序的物理模型主要采用反应性控制方 程和点堆动力学方程。 （） １ 反应性控制方程 ：
蚤爻
Ｉ
［ Ｉ］ ［ 二 ［
ｌ
‘
ｌ
图 ２ 实验段
Hale Waihona Puke ［ Ｉ］ ： 、 一 Ｉ
绝缘板 、承压壳等组成。其 中，矩形通道 由不锈 钢板焊接而成 ，材料为 ０ ｒ８ ｉ Ｔ ，间隙小于 Ｃ １Ｎ １ ｉ ０
２ｍ ｍ，长度 为 ８０ ０ ｍｍ；绝缘板为熔铸合成云母 玻璃 ；承压壳材料为 ３ＣＭｏ ５ ｒ 。实验段装配时 ， 对承压壳施加一定 的预应力 ， 使其 紧贴矩形流道。 ２３ 瞬态 功 率 自动控 制 系统 ． ２３１ 系统原理 利用瞬态功率 自动控制 系统 ．．
收稿 日期 ：２ ０．２０ ；修 回 日期 ：２０ ．５０ ０ ８１．６ ０９０ ．４
压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型的建立
压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型的建立压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型的建立是对核工程与热力学领域技术的综合应用。
该模型能够在热工处理计算问题时进行科学上的有效控制。
一、引言压水堆核电站是工业界最重要的能源来源之一，对于核电站的运行、维护和经济效益等方面都有着举足轻重的作用。
压水堆一回路系统的热工水力稳态计算是该领域的基础工作，能够有效地预测热交换器的性能和水力特征，保证核电站的正常运行。
二、模型的建立1. 建立热平衡方程：热平衡方程是保证系统热力特性稳定的基础。
在此方程中，系统的热力学参数如温度、压力、速度、熵等都得到了考虑。
热平衡方程是保证系统水力特性稳定的基础，具有很高的工程应用价值。
2. 建立动量守恒方程：动量守恒方程对流体在热力学和流力学方面的特性进行考虑，而且将模型稳定性和精确性提高到一个新的高度。
通过动量守恒方程，可以完全想象泵和涡轮等设备在压水堆中的动力特性。
3. 建立质量守恒方程：质量守恒方程是另外一个重要的方程，它可以非常细致地考虑各个设备之间的能量转移以及最终能量热效率等问题。
利用该方程，我们可以完美地计算出压水堆中不同物资流动的特性，并进一步了解到不同物质在压水堆年运行情况下的行为特性。
三、模型的应用利用以上三个方程对压水堆一回路系统进行热工水力稳态计算，可以验证和改进工程计划。
在保证系统稳定和热力特性符合要求的同时，还可以帮助工程师暴露问题并查找解决方案。
这种技术的应用，使得压水堆的日常运行更为精细，同时也为核工程领域提供了有力的支持。
四、结论该模型可以在各种不同情况下的使用，从而实现对压水堆一回路系统发电机组的完美控制。
模型的产生为公共利益做出了积极贡献。
与此同时，我们还应该继续开展深入的相关研究，准确掌握压水堆一回路系统的性能。
这将对促进核电安全、提高经济效益和保护环境等方面都有很重要的作用。
超临界水冷堆堆芯子通道稳态热工分析
（） １
Ｐ一 ｉ＝Ｉ ｇｚ ｐ ｄ ＋ ， Ｐ ｌ ｐ ｄ＋Ｉ ｕｕ ＋
厂 鱼
。 Ｄｅ ２
（ ２ ）
发生传热恶化 ，严重时会导致包壳破损。因此 ， 子通道分析对燃料组件的设计起着重要 的作用 ， 其计算结果为组件设计提供了理论依据 ，以防止 燃料 包壳 发 生局 部温 度过 热 的现象 ｐ。 】
的设计不能避免传热恶化 ，必须精确计算传 热恶化条件下 的包壳 温度 才能确定 包壳能否保证其完整性 。 关键词 ：超 临界水冷 堆 ；子通道 ；组件设计 ；传热 恶化
中图分类号 ：Ｔ ４ Ｌ 文献标识码 ：Ａ
１ 引 言
近几 年来 ， Ｆ本 、欧盟 等 国家 和地 区积 极 开 ｔ
计算收敛为止 。 慢 化剂 通 道基本 方 程如 下 ：
（） 量方 程 １ 质 ＰＵ＝ ｉ 常数 （） ２动量方 程
ｅ＋ ｉＬ ｅ ＋Ｌ ｉ
展超临界水冷堆的研究与开发工作 ，在数值工具 和基础实验数据方面取得了长足的进步【 ｌ ｌ 。但 是， 超临界水冷堆（Ｃ ） Ｓ ＷＲ 堆内流道复杂、 流体物 性异常变化 以及高热流密度给流动传热带来了一
超 临界 水 冷 堆 堆 芯 子 通 道 稳 态 热 工 分 析
刘 晓 晶 ，程 旭
（ 海交 通 大学 核 科学 与工 程 学 院 ，２ ０４ ） 上 ０ ２０
摘要 ：超临界水冷堆 （Ｃ ） 为 ６种第 四代未来堆型 中唯一 的水 冷堆 ，冷 却剂出 口温度可达 ５ ０ Ｓ ＷＲ作 ｏ ℃，
维普资讯
第 ２ ８卷 第 ５期
稳态工况下窄矩形通道内单相流体的传热特性研究
W hout hin
UI
（1）
式中：κ 为实验通道热效率；W 为质量流量，kg/s；hout 为实验通道出口焓，kJ/kg；hin 为实验通道入口焓，kJ/kg； U 为电压，V；I 为电流，A。
窄矩形通道两相局部换热系数为：
htp
Tw,i
q Tsat
（2）
式中：htp 为两相沸腾换热系数，kW/m2℃；q 为热流 密度，kW/m2；Tw，i 为内壁面温度，℃；Tsat 为饱和水的温 度，℃。
0
x 0,T Tw,o
（5）
内壁面温度为：
14.85 14.852 0.01434 2 29.7Tw,o 0.01434Tw2,o
Tw,i
0.01434
（6）
收稿日期：2017-10-01 作者简介：谢 飞（1987-），男，河北怀来人，海军驻 426 厂军代表室，研究方向为舰船动力系统。 通信作者：宋振国，中国舰船研究设计中心。
如图 2 所示窄矩形通道努赛尔数明显分为三个区域，当
Re﹤3,100 时，窄矩形通道内的流动处于处层流区，随着雷
诺数的逐渐增加努塞尔数缓慢的增加；当 3,100﹤Re﹤
1000) 8)(Prf 2
Prf 3
1)
[(1
(
D L
)
2
3
]
Prf Prw
0.01
（12）
该公式的实验范围为：
Re f
2300 106; Prf
0.6 105;
prf prw
0.05 20
式中：f 为通道湍流流动的阻力系数；Prw 为根据壁面温 度计算的普朗特数。
第五章(堆芯稳态热工分析)
tcs ( x, y, z ) t f ,in
( ql ( x, y, z ) FE dz ) H
0
z
W ( x, y, z ) c p
ql ( x, y, z ) FqE
dcs h( x, y, z )
5.3.3 降低热管因子和热点因子的途径
热管因子和热点因子在反应堆设计时必须设法降低它们的数值。 要减小它们必须从核和工程两方面着手。
堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀的焓升工程热管分因子
F
E H ,3
Qn,max / Wh,min,3 Qn,max / W
W W h,min,3
考虑热管内冷却剂流量再分配时的焓升工程热管分因子
E H ,4
F
hh,max,4 hn,max,3
商定有关热工参数553单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法确定燃料元件参数根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算堆稳态热工设计的技术经济评价堆热工设计中的热工水力实验计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算cics计算燃料元件的温度燃料元件包壳外表面的温度燃料元件包壳内表面温度燃料芯块表面温度燃料芯块中心温度的计算堆热工设计中的热工水力实验测定核燃料和包壳的热物性以及燃料与包壳之间的气隙等效传热系数
可近似写成
t0,max t f ,in t f 2 [ f (0) c (0) g (0) u (0)]
类似地，燃料元件表面最高温度 t 也可近似用下式计算： cs ,max
tcs ,max t f ,in t f 2 f (0)
FqN 来 堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子
反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈｅ ｐｈｙ ｓ ｉ ｃ ａ ｌ ｍｏ ｄｅ ｌ ｓ ａ ｎｄ ｎ ｕｍｅ ｒ ｉ ｃ ａｌ ｓ ｏｌ ｕ ｔ ｉ ｏ ｎｓ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｔ ｈｅ ｒ ｍａ ｌ — ｈ ｙｄ ｒ ａ ｕ ｌ ｉ ｃ ｓ ｕ ｂ — ｃ ｈａ ｎ ｎｅ ｌ ａ ｎａ ｌ ｙ ｓ ｉ ｓ ｃ ｏ ｄｅ ＡＴＨ ＡＳ ｗｈｉ ｃ ｈ ｈ ａ ｓ ｉ ｎ ｄｅ ｐ ｅ ｎ ｄｅ ｎｔ ｉ ｎ ｔ ｅ ｌ ｌ ｅ ｃ ｔ ｕ ａ ｌ ｐｒ ｏ ｐｅ ｒ ｔ ｙ ｒ ｉ ｇ ｈｔ ｓ ｗｅ ｒ ｅ
海洋条件反应堆热工水力系统分析程序开发及验证
海洋条件反应堆热工水力系统分析程序开发及验证程坤;谭思超;陈莹莹;孟涛;文静【摘要】A nuclear reactor thermal-hydraulic system analysis code for ocean conditions is lacking in the development process of floating nuclear power plants in China.To solve this problem, inertial acceleration models of a coolant under ocean conditions were established based on the mathematical description of typical ship movement.A thermal-hydraulic system analysis code suitable for marine nuclear plants was developed by adding an ocean condition calculation module to a commercial system analysis program.Experimental validation and comparison with different codes were performed to evaluate the validity of ocean condition modeling and program modification.Result shows that the developed code can effectively simulate the flow fluctuation experiment under rolling condition, and the calculation results under different motion conditions are in good agreement with those of RETRAN-02/GRAV and other codes of the same type, thereby verifying the reliability of the code calculation results under motion conditions.%为解决我国浮动核电站研发过程中缺乏适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序的问题,本文通过对船舶典型运动形式进行数学描述,建立了海洋条件下流体的惯性加速度模型.通过在现有商用程序中添加海洋条件计算模块,开发得到了适用于船舶核动力装置的反应堆热工水力系统分析程序,并利用实验验证和程序间对比验证的方式对海洋条件建模和程序修改的正确性进行了评估.结果表明:程序能够实现对摇摆运动下流动波动实验的模拟,不同运动条件下的程序计算结果与RETRAN-02/GRAV等程序符合良好,证明了运动条件下程序计算结果的可靠性.【期刊名称】《哈尔滨工程大学学报》【年(卷),期】2017(038)008【总页数】8页(P1223-1230)【关键词】惯性加速度模型;系统分析程序;程序验证;海洋条件;热工水力;安全分析;浮动核电站【作者】程坤;谭思超;陈莹莹;孟涛;文静【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100088;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨 150001;中国核动力研究设计院第一研究所,四川成都 610041【正文语种】中文【中图分类】TL33随着我国“海洋强国”战略的提出，海洋开发对能源的需求日益迫切。
中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发
中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发
饶彧先;崔满满;郭赟
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2012(046)009
【摘要】针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序.重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序.在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性.
【总页数】7页(P1067-1073)
【作者】饶彧先;崔满满;郭赟
【作者单位】哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001
【正文语种】中文
【中图分类】TL33
【相关文献】
1.压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型的建立 [J], 段孟强;陈五星;季晨龙
2.中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析 [J], 张熙司;胡文军;李政昕;
钱鸿涛
3.中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发 [J], 田文喜;秋穗正;郭赟;苏光辉;贾斗南;刘天才;张建伟
4.中国实验快堆三回路计算机监控系统系统结构可靠性设计改造 [J], 白欣然;肖鹤飞;武杰;张春杰;李佳;曹韵奇
5.石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型 [J], 何龙;余呈刚;郭威;戴叶;王海玲;蔡翔舟
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１ 概
述
矩形通道摩擦系数关系式是在调研 了近年国内外
直到 目前为止 ， 国内外 已开 发了许 多反应堆 热工 水力 分析程序（ 如国外开发的 Ｃ Ｂ Ａ Ｏ Ｒ ｔ 系列
科研成果 的基础上确定 的 在许多程序的计算模 型 中，摩擦系数通常都是按单相和两相分别进行 计算 的。而在本程序 中将单相和两相进一步分成 等温 流动 单相水加热 欠热沸腾和饱和沸腾等
式 中， ——轴 向归一化功 率分布函数 ； ． —— 径 向功率分 布不均匀 因子 ； Ｋｌ ——局部 功率分布
不均匀 因子 ；
— —
—— 始升工程热通道 因子 ；ｑ
（） 量守衡 方程 中所用 到的形 阻系数 与 ２在动 摩擦 系数考 虑了两相流的情况
（ 方程中所用到的物 性参 数ｐ Ｈ按 下式 确 ３ ） 和
Ｗ
（） １
２３ 两相流 ．
其 中
对于两相流体 ，冷却 剂的焙升和压降计算 公 式 在形式上与单相 流体是一致 的，但需 注意如下
几点 ：
ｑ … Ｋ 砖 ＝ｑ Ｋ 】
（） ２
（） １ 单相 与两 相流体 的判别 是 由热 力学平 衡 质量含汽量 确定 当 ０ ｘ ｌ ＜ ≤ 时是两相 流； ＜ ｘ－ ０ 时是单相流
收穰 日期 ：２ ０ —０ ０ １ ３—１ ４１惨回日期：２ ０ —０ —１ ０１ ５ ７
忽略动能 位能和摩擦功的影响 ，对于计算 通道的任意轴 向高度 出 ， 冷却剂的焙升可按 下式
计算 ：
２
核 动 力 工 程
ｖ １ ３Ｎ ．．０２ ｏ． ｏ ３ ２ ０ ２
：． 口 △ ｚ
定。
ｐ＝ｃ ｑ （一ａ）ｆ １ ｐ （） ９ （０ １）
堆芯平 均热 流密度 ． ・ ； 一 计算通 Ｗ ｍ
道的平均热流 密度 ， ・ 。； ——汁算 通道的 Ｗ ｍ。
质量 流量 ， ｇ・－ △ ｋ ｓ ； Ｈ——冷却剂 焙升 ． ｋ ； ‘ Ｉ－
Ａ广 计算通道 的释热周长 ，ｍ。 １一
２＿ 压 降 ２
＝ １一 ） ＋ Ｈｇ （ Ｈｆ
假设冷却 剂由下向上 一次流过堆 芯 ，则堆芯 任一计算通道 的压 降可表示成如下形式 ：
＝ ＋ ＋ ＋ （） ３
式 中． 一 冷却剂 的空泡份额 ；
——分别
为 冷 却 剂 的饱 和 液 体密 度 和饱 和蒸 汽 系式具有很宽
程 序 Ｔ ＩＣ 程序 ， ＬＣ 程序及 国内开 发的 ＨＮ Ｆ ＩＡ Ｒ Ａ －２ Ｃ Ｃ２等程序） 些程 序的共 同特 Ｔ Ｃ０ 、Ｃ Ｃ 。 。这 点是 ：其开发是以棒 状燃料 元件组成的开式栅格 堆芯为分析对象 ，因而这些程 序对棒状燃料 元件
＝
：
—
—
丑坛
空泡份额按 均匀流模 型计算 ， 即
丢 ａ ｚ
＝ 【ｐ ）］ ｇ （ｄ 上 ｚｚ
）
（ ）
（ ７ ）
（） ８
口＝—— — Ｌ— 一 （一ｘｐ １ ）Ｉ＋印 ｆ
ｆ２ １）
式 中， ｒ一 拎却剂的汽化潜热 对真实含汽量 和空泡份额 的计算 ， 程序中有两 种方法可 供选择 ． 即 Ｒ ｕ ａｉ 法翻和 Ｚ ｂ ｒ ｏ ｈｎ 方 ｕ ｅ 方法 。
具有较好的适用性 。对板形 燃料元件而言 ，由于
的适应范 围。程序 中所选用的关系式考虑 了单相 水、 欠热沸腾和饱和沸腾等可能发生的传热工 况， 并 区分大流量 与小 流量 等不 同的传热 区域 ，程序 中有多种适合 于板形燃料元件 的矩形通道Ｉ 临界热
流 密度 公式可 供选 择。
由于结构 上的原因，板形燃料 元件组件 内冷
ＰＴ Ｅ ＨＡ 程序能够详细提供全堆芯 、燃料组 件和单个热通道冷却剂焙 冷却剂温度 、 冷却剂
密度 、 含汽量 空泡份额 临界热流密度 、偏离 泡核 沸腾 比（ ＮＢ ） Ｄ Ｒ 的轴 向分布 以及燃料 元件温 度 的径 向和轴 向分布 。
这些程序存在物理模型（ 如矩形通道的流动特性 传热特性 、临 热流密度关 系式等 ） Ｉ界 上的不足 ， 因 而程序在用于板形燃 料元件的热工水力分析时 ．
其适用性相对要差一些 。为此本文根据板形 燃料 元件 的特点研制 了矩形通道堆芯热工水力分析程
序 ＰＴ Ａ ＥＨ
２ 方 程 与 关 系式
却剂流道为闭式的矩形 通道 ，流道 与流道之 间几 乎没有质量和能量 交换 ，因而在编写程序 的物理 模型时可采用单通 道模型 ，而不必考虑子通道 之
间的能量与质量交换 。 ２ １ 冷却 剂焓升 ．
Ｐ Ｔ Ａ 程序是一 个单 通道 程序 ，它把计算 ＥＨ 通道分为平均通道 和热通道两类 ，其 中热通道又 分为子组件 、内通道 和边通道等 。程序 中选用 的
宋小 明 ，张立吾 ，王建 民 ，刘定 明 ， 剑超 鲁
（ 中国棱动力研究设计 ． 靛 成都 ６０４ ） １０ １
摘要 ：针对矩形通道堆 芯的特点 ，开发了堆芯热工水力分析程序 Ｐ Ｔ Ｅ ＨＡ：本文简要地介绍 了 Ｐ Ｔ Ａ ＥＨ 程序 的物理模型及程序 的验证和应用情况 关键词 ：矩形通道 ；热工水力分析程序 ；热通道 。
第２ ３卷
第 ３期
核 动 力 工 程
Ｎｕ ｌａ ｏ ｒ ｎ ｉｅ ｃｅ ｒ ｗｅ ￣ｎ ｅ Ｐ Ｅ
、 ．２ ．Ｎｏ３ ｂＩ ３ ．
２００２ 年 ６月
文章编 号：０ ５ ０ ２ （０ ２０ —０ ０ — ５ ２ ８— ９ ６２０ ）３ ０ １ ０
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矩形 通 道堆 芯 稳态 热 工水 力分 析 程序 的 开发
ｋ ｒ Ｈ 、 ——分别为冷却剂 的饱和液体 比 ｇ ｄ； ｆ 焙 和饱 和蒸 汽比焙 ， Ｊ・ 。 ２４ 含汽■和空泡份额 ． 热力 学平 衡含汽量的计算公式为：
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