中国先进研究堆标准燃料组件三维流场分析

采用计算流体力学软件CFX4.4和CFX5.5对中国先进研究堆标准燃料组件流场进行了数值模拟。计算得到了额定工况下标准燃料组件内各个冷却剂通道的流量分布和不等间隙通道燃料板两侧压差。根据不同流量下的压降计算结果,给出了标准燃料组件的阻力特性曲线,并与试验结果进行了比较,符合较好。     

熔盐球床堆径向流堆芯的热工水力分析

核热泉(NHS)堆是一种新型熔盐球床概念设计堆,其冷却剂径向流过堆芯,具有满功率自然循环特性。基于多孔介质局部非热平衡模型,利用计算流体力学(CFD)通用软件Fluent计算核热泉堆径向流堆芯的热工水力特性,并比较了不同的内、外孔板开孔率的影响。结果表明,内孔板开孔率对冷却剂流量分布影响较大;燃料中心温度具有相当的安全裕量,冷却剂横向流过堆芯的阻力远低于浮升力,能够实现全回路的自然循环。     

秦山核电厂反应堆燃料组件的流量平衡试验研究

本文描述了对我国第一台自己设计建造的三十万千瓦压水堆核电站采用的燃料组件之间的流量平衡进行了一系列的水力特性试验研究,合理地解决了燃料组件上方四种不同结构部件间的阻力匹配,把燃料组件之间的冷却剂流量偏差调整在1％以内。同时,通过实验改进了阻力塞部件的结构设计,确定了反应堆堆芯上栅格板的开孔尺寸,测定了各种不同形式燃料组件的出口阻力系数,为秦山核电厂反应堆的热工设计和结构设计提供了可靠的实验依据。     

中国加速器驱动嬗变研究装置堆芯流量分配设计与优化

针对中国加速器驱动嬗变研究装置的液态铅铋冷却反应堆,采用计算流体力学软件对燃料组件的上下管座段以及堆芯的流动传热进行了三维计算。针对上下管座段的水力学分析,得到了部件阻力系数与流速、开口面积等参数的关系,为堆芯流量分配的设计工作奠定了基础。基于上述结果,采用多孔介质模型建立了全堆流动传热分析模型,针对流量分配问题进行了数值模拟,以功率份额为流量分配的参考依据,通过调整每盒燃料组件入口面积的大小,使得各个组件的流量分配份额与功率份额基本一致,冷却剂在组件出口处的温度分布得到了较好的展平。     

快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究

工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:?12.0 mm的少孔式管脚与?6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性,均满足设计需求,本文提出的少孔式管脚替代方案可行;少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式,可供相关实验或工程参考。     

基于克里金方法的快堆燃料组件设计

为详细研究快堆组件棒束中的流动与换热两方面因素对组件热工水力特性的影响，本工作采用克里金方法研究快堆燃料组件的设计参数。由计算结果可知：保证组件出口平均温度不变，随组件压降的升高，满足条件的P/D和H/D范围变化有一定的方向性，逐渐靠近原点；保证组件棒束的压降不变，随组件出口平均温度的升高，P/D和H/D范围变化不具备方向性。根据计算结果可在给定输入限值条件下得到组件满足条件的设计参数范围，可为今后大型快堆的燃料组件选型提供参考。     

CEFR小栅板联箱及其节流件数值模拟

使用流体力学软件CFX对中国实验快堆Ⅰ型小栅板联箱及其节流件进行稳态模拟计算,研究Ⅰ型小栅板联箱及其节流件内压力分布、速度分布.并研究联箱内7个燃料元件管脚入口的流量分配,以及影响管脚进口流量分配的因素,以提高堆芯流量分配的精度.     

CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析

本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。     

快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究

工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案，通过水力实验，对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示：ø12.0 mm的少孔式管脚与ø6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性，均满足设计需求，本文提出的少孔式管脚替代方案可行；少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式，可供相关实验或工程参考。     

快堆燃料组件热工流体力学计算研究

对于钠冷快堆,在燃料和包壳最高温度等设计限值下,为获得较高的堆芯出口温度,需深入分析燃料组件内的热工流体力学问题,准确预测组件内的冷却剂温度分布。本文在CRT模型和F.C.Engel等人工作的基础上,提出了ICRT压降关系式,用以计算冷却剂在湍流区、过渡流区和层流区的棒束压降;引入CRT模型和WEST对流传热模型,改进了SUPERENERGY子通道分析程序,并将改进程序与原程序计算结果进行了对比,结果表明：最热子通道出口温度略有降低,液膜温压略有增加;并用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆单盒燃料组件活性段进行了三维数值模拟,将计算结果用CRT模型、ICRT压降关系式及改进后的SUPERENERGY子通道分析程序进行了验证,相互符合较好。     

基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究

基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。     

先进工艺UO2芯块堆内性能试验研究——燃料组件水力试验

为了确保试验燃料组件的辐照安全，需确定流经燃料棒冷却剂的流速，验证燃料辐照装置的设计能否满足试验要求。实际的辐照装置因条件限制不带流量测量仪表，所以，对燃料组件进行堆外、堆内水力试验，并根据测量结果对流经辐照装置的冷却剂流量进行推算。     

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。     

OEFR小栅板联箱及其节流件数值模拟

使用流体力学软件CFX，对中国实验快堆（CEFR）Ⅰ型小栅板联箱及其节流件进行稳态模拟计算，研究Ⅰ型小栅板联箱及其节流件内压力、速度分布。并研究联箱内7个燃料元件管脚入口的流量分配，以及影响管脚进口流量分配的因素，以提高堆芯流量分配的精度。     

VVER反应堆燃料组件流动传热特性CFD分析

采用计算流体力学（CFD）方法对俄罗斯水-水高能反应堆（VVER）先进燃料组件（AFA）的流动传热特性进行模拟,获得了额定工况下燃料组件冷却剂流场、流动压降和温度分布等。结果表明:与内部含交混翼的格架相比,AFA燃料组件定位格架的压力损失较小;定位格架围板导向翼附近存在滞流现象,导致燃料组件外围区域冷却剂温度偏高;不同的测量管周向棒功率比K_c对燃料组件出口冷却剂温度的测量值有较大影响。该分析结果可为核电厂堆芯温升预警值ΔT_t的设定提供参考。      

基于CFD方法的行波堆燃料组件燃烧区热工流体特性研究

采用计算流体力学（CFD）方法对行波堆燃料组件7棒束、19棒束及37棒束模型进行计算分析,发现行波堆燃料组件内冷却剂温度随轴向高度增加逐渐升高的同时具有逐渐向中心区域聚集的效应,组件出口区域垂直于流动方向的截面冷却剂温度分布差别很大,对边距约为26 cm的组件中心区域与外围区域最大温差超过100 ℃。组件内较大的冷却剂温度梯度主要出现在组件最外两圈燃料棒及组件盒之间的区域,而其他区域温度梯度较小,该结论可初步推广到有217根燃料棒的行波堆燃料组件。现有行波堆燃料组件结构需进一步优化。     

铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析

燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆(CLEAR-I)燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。     

气冷快堆燃料组件设计及中子学特性分析

气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点，在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境，本文基于耐事故燃料模型，提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案，并对该组件中铀钚混合燃料中的钚含量、冷却孔道的直径及数量、栅距比、包壳及组件盒厚度等物理参数对中子学特性的影响规律开展了敏感性分析研究。分析结果表明：在研究的6个参数中，钚含量和栅距比对组件的中子学特性影响最大，冷却孔道数量主要影响组件内的功率分布，其余参数对组件中子学特性几乎无影响。最后针对块状燃料组件低冷却剂份额的特点，利用单通道模型进行组件内的温度分布计算，给出了热工限值对组件参数的要求。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

反应堆安全分析过程中，获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象，运用计算流体力学（CFD）方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析，获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明:两泵高速对称入口条件下，燃料组件流量分配系数最大值为1.032，最小值为0.934，且流量整体分布呈现“中间大、边缘小”的特点；一泵高速非对称入口条件下，下封头流动漩涡增强，燃料组件流量分配的不均性增大；下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022，下封头冷却剂混合能力不足。      

ACP100反应堆整体水力模拟试验研究

模块式先进小型压水堆（ACP100）是一种新型一体化小型反应堆，直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上，紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场，开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降，获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数；并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示，主流道内的流动已进入第二自模区，流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同；流动进入自模区后，反应堆模型的阻力系数为常数，阻力系数值为8.02，可直接用于原型反应堆压降计算；额定运行工况下，堆芯入口的流量分配因子值在0.91～1.08，满足设计需求；流量分配罩具有良好的整流作用，模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。