堵流工况下棒束子通道流场实验与模拟研究

为探究堵流状态下的棒束子通道流场和流量分布特征，本文使用激光粒子测速(PIV)方法对5×5棒束子通道在堵流情况下的流场和子通道流量进行了实验测量，同时使用数值模拟方法进行模拟分析，得到子通道最大堵流比例72%情况下的子通道下游流场以及子通道流量分布数据，结果表明：子通道堵塞会导致对应子通道流速和流量出现明显降低，非堵塞通道的明显加强。对于实验测试的最大72%堵流比例，堵塞物对下游约0.5D范围影响最大，其子通道流速仅有平均流速的约30%,中心堵流子通道流量仅为平均流量的25%左右。使用浸入界面方法模拟了堵流工况，结果表明：该方法能快速有效地模拟子通道堵流情况，堵塞物带来的局部回流是导致堵流件下游0.5D范围内流速过低的主要原因。     

钠冷快堆单个燃料组件冷却剂沸腾的数值模拟

在正常功率下快堆单个燃料组件的瞬间完全堵流可能会产生相当严重的后果 ,对其后续事故序列及其潜在的破坏能力进行预测是必要的。对模拟这种现象的SCARABEEBE +1实验在包壳流动之前的阶段进行了数值模拟。程序中采用了两流体、六方程模型来描述沸腾及两相流动 ,应用子通道方法来对基本方程进行离散化 ,以半隐数值方法进行了求解。计算结果与实验观测相吻合 ,这表明该程序可以比较准确地预测单个燃料组件在瞬间完全堵流之后 ,包壳流动之前的行为。     

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。     

钠沸腾数学模型及其在BE+1上的验证

快堆在发生单个燃料组件瞬间完全堵流事故时,会引起堆芯内的冷却剂沸腾.钠沸腾所形成的压力和物质分布对后期事故的发展有重要影响.为了对事故进行总体性分析,本文选择两流体六方程模型,用子通道的方法进行网格划分,用D. R. Liles等人开发的半隐数值方法进行求解;在法国的BE 1实验中进行了模型验证;根据计算结果,对事故下钠的两相热工水力行为进行了解释.     

基于两流体模型的流动沸腾瞬态数值模拟程序

基于两流体模型与固壁非稳态导热模型,结合相关关联式组合,建立了流道内流动沸腾传热的瞬态数值模拟程序。通过不同入口瞬态下流道两相流动沸腾过程的算例计算分析,确认了程序进行流动沸腾瞬态模拟的能力。通过对不同固壁加热条件下流动沸腾行为的算例计算,检验了该程序进行流壁耦合行为模拟的功能。程序可进一步向系统分析程序和子通道程序发展。     

单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析

钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件，细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物，可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟，分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布，并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明：实心介质堵流危害比多孔介质更为严重；实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置，而多孔介质堵流事故的位于堵块后方，且随堵块面积的增大而往下游偏移；堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响，随堵块孔隙率的增大而减小。     

铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响

铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。     

高压条件下燃料组件内过冷沸腾过程传热不均匀性研究

基于流体动力学软件Fluent中的流体体积函数（VOF）两相流模型，通过编写用户自定义函数（UDF）程序添加控制方程源项，建立过冷沸腾模型，对压水堆带定位格架的5×5燃料组件棒束通道内的过冷沸腾现象进行数值模拟。根据模拟结果，从空泡份额、燃料棒周向传热方面对比分析各个子通道内传热特性。研究发现各子通道内空泡份额的分布不均匀性较大，同样加热条件下，边通道的沸腾程度高于角通道。此外，对棒束周向的传热特性进行了分析，燃料棒周向努塞尔数呈不均匀性分布，燃料棒0°、90°、180°、270°等方向附近的传热能力较强，其相应的横向速度较大，对应的沸腾程度较强。      

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础，采用一子通道分析程序作为参照，对它们各自的计算结果进行比较，通过对单通道的两个热工参数进行修正，使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想，物理模型，程序计算流程等。     

COSINE多相场子通道分析程序的开发与评估

COSINE多相场子通道分析程序基于两流体三相子通道守恒方程,在气液两相的基础上,单独考虑了液滴相的行为,并通过考虑通道间的交混,提高了对压水堆压力容器内的热工水力学现象分析能力及大破口事故的计算能力。本研究介绍了程序的基本模型及求解方法,选取代表性算例及实验工况进行建模计算,验证多相场子通道程序的计算能力。计算结果表明：程序可以对多通道热工水力现象进行模拟计算,计算结果与理论分析相符,程序可以精确模拟堆芯交混及再淹没工况,计算结果与实验数据具有良好的一致性,COSINE多相场子通道程序具备对压力容器内热工水力工况的计算能力。     

AP1000全失流事故DNBR计算分析

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。     

快堆局部事故时受损燃料组件的径向传热机理

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口完全堵流所导致的事故序列，根据SCARABEE系列堆内实验建立了模型，针对SCARABEEBE+1实验的计算结果与实测数据吻合，进一步使用该模型对实际快堆中的单组件完全堵流事故进行了预测。结果表明：1）对实际快堆中发生全堵的燃料组件而言，其外部的冷却条件与SCARABEEBE+系列实验非常相似；2）堵流组件向上和向下的传热可忽略不计，径向传热对事故有较强的延缓作用；3）随着时间推进，径向传热的主导机理依次为液态钠单相对流、钠蒸汽在组件盒内壁冷凝、体热源沸腾池散热。     

铅铋快堆单盒环形燃料组件典型堵流事故分析

铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势，但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用，易发生堵流事故而导致传热恶化，从而危及第一道屏障的完整性，为此，亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型，基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度，以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析，分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配，并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加，堵塞区域包壳温度显著上升，回流区域范围扩大，燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移，堵块侧热流密度减小；当堵塞份额较大时，随堵块厚度增加，各参数变化与上述结论类似；堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小；且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近，内通道流量损失程度明显增大，而外通道流量几乎不受影响，因此，内通道发生堵流事故时危害更为严重。     

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析，自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法，采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算，得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数，并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明：自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合，偏差在工程可接受范围内，且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析，并具有良好的应用前景。     

基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用

为能够对超临界水堆（SCWR）堆芯进行子通道分析,开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型,加入了新的边界条件和水物性模块,以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性,采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模,并进行稳态计算。结果表明,该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析,并较好地解决了慢谱组件计算中慢化通道和冷却通道间的热耦合及逆向流动的模拟问题。     

单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析

钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布,并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明:实心介质堵流危害比多孔介质更为严重;实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置,而多孔介质堵流事故的位于堵块后方,且随堵块面积的增大而往下游偏移;堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响,随堵块孔隙率的增大而减小。     

钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型

以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明：ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。     

IHNI-1反应堆热工水力与瞬态特性分析

本文利用子通道程序PRTHA计算了IHNI-1反应堆堆芯热工参数,分析了IHNI-1反应堆堆芯燃料元件与冷却剂的温度场分布,同时给出了堆芯发生过冷沸腾时的功率计算结果。利用RELAP5程序分析了反应堆瞬态特性,以及堆芯瞬态参数随反应性的变化过程。通过本文的分析,表明IHNI-1反应堆具有较好的固有安全特性。     

钠冷快堆碎片床长期冷却阶段冷却性能分析程序的开发及验证

为精确地分析钠冷快堆碎片床在沸腾、干涸和通道干涸阶段的冷却性能以及温度分布，同时提高计算效率，基于COMMEN程序和DEBRIS-HT程序，结合其各自的计算优势开发了COMMEN-LT程序。为验证COMMEN-LT程序的计算结果，选择美国桑迪亚实验室的ACRR-D10实验进行了对比。结果表明:COMMEN-LT程序很好地模拟了碎片床在换热初始、沸腾和通道干涸阶段的换热机理和温度分布。计算时间降到了“秒”量级，大大降低了计算代价，大大提高了计算效率。      

铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析

为探索铅铋冷却快堆子通道的热工水力特性,自主研发了SACOS-PB子通道程序。本工作以矩形通道9根棒束组件为例,使用SACOS-PB程序对铅铋冷却快堆子通道的温度场进行了模拟分析,并用CFX软件进行验证。结果显示,SACOS-PB程序计算结果与文献值比较符合,与CFX软件计算结果符合度也较高。使用SACOS-PB程序分析比较了3种组件结构,表明在铅铋冷却快堆中更适宜使用六边形通道,为进一步对铅铋冷却快堆子通道进行热工水力特性分析奠定了基础。