5×5花瓣形燃料棒束组件内单相流动与换热特性数值模拟研究

相较于传统圆柱形燃料棒,花瓣形燃料棒具有安全裕量高等优点,研究其在压水堆运行工况下的热工水力特性具有重要意义。本文通过STAR-CCM+对5×5花瓣形燃料棒束组件进行数值模拟研究,计算并分析了组件内二次流速度、温度、换热系数等关键热工参数,获得了入口流速、螺旋节距对组件内部流动与换热特性的影响规律。计算结果表明：花瓣形燃料棒的螺旋结构可增强冷却剂的横向流动,同一高度上燃料棒表面温度分布具有周期性,增大入口流速可增强燃料棒的表面换热,消除温度分布的不均匀性。此外,螺旋节距大于750 mm,燃料棒换热性能与无扭转的燃料棒相差不大,甚至更低。     

轻水堆含钆燃料棒稳态辐照行为分析

国内外的压水堆燃料组件最新设计中,广泛采用钆燃料（UO₂-Gd₂O₃）作为可燃毒物来控制初始反应性和展平堆芯功率分布。钆燃料棒的性能与普通燃料棒存在较大差异,本文利用燃料元件性能分析程序FRAPCON-3.5对BR3堆内含钆燃料棒性能进行计算,并与实验测量值进行比较。结果表明：FRAPCON-3.5对含钆燃料棒的计算结果与实验测量值符合较好;含钆燃料棒在辐照初期强化了燃料棒自屏效应,对燃料的径向功率分布影响显著;在平均功率密度相同的情况下,燃料中加入钆会导致热导率降低,芯块温度升高;钆含量不同,裂变气体释放及燃料和包壳的变形略有差异。     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。     

含弯曲棒的全长燃料棒束沸腾传热CFD计算分析

采用计算流体动力学（CFD）分析方法模拟了含一根弯曲燃料棒（简称“弯曲棒”）的5×5全长燃料棒束内的沸腾传热现象。基于欧拉两流体模型和改进的壁面沸腾模型进行计算,并基于压水堆子通道和棒束实验( PSBT )基准题中的试验数据对计算方法进行了验证,计算所得截面平均空泡份额与试验数据吻合良好,说明了现有计算方法的可靠性。基于计算结果考察了弯曲棒对棒束通道内流场、温度场、空泡份额等关键参数的影响。研究结果表明,弯曲棒的存在对截面横向流动、流体温度、空泡份额等均未产生显著影响,但弯曲棒表面温度增加,气泡也易发生聚集,增加了发生临界热流密度（CHF）的风险。      

带7道格架的5×5棒束两相性能CFD分析

采用两相计算流体动力学（CFD）方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究，其中结构搅混格架（MG）和跨间搅混格架（MSMG）交替布置，计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递，但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数，首先以带2道格架（MG、MSMG）的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象，对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置，针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究，计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性，但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性，因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束，该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择，为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性，并从提高燃料组件临界热流密度（CHF）特性的角度对其进行评价，获得与实验一致的结论，证明了评价方法的正确性。      

5×5螺旋十字型棒束组件阻力与交混特性实验研究

本文对5×5螺旋十字型棒束(HCF)组件进行热工水力实验,获得了HCF组件的阻力系数和交混系数。测量了螺旋十字型棒束组件的沿程压降,并拟合了阻力系数关系式。基于能量平衡法对HCF组件的交混特性进行了分析。将低温水直接注入棒束组件的子通道中,通过测温导管将T型热电偶固定在子通道的中心位置,并测量了各子通道内的水温分布。HCF组件内的横向交混由湍流交混和流动后掠组成,定义等效交混系数来分析HCF组件内的横向交混率。HCF组件的等效交混系数不随雷诺数的增加而明显变化,其均值为0.019。将等效交混系数输入子通道分析程序Cobra-tf中,计算了子通道内的水温分布。结果表明,水温分布的实验值和计算值符合良好,平均偏差为0.16 ℃。     

核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义，本文通过计算流体动力学（CFD）方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算，获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布；通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析，获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示，测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系，其测点温度随燃料棒功率的增加而增加，测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。     

十字型燃料元件堆芯的计算

十字型燃料元件的制造是反应堆工程领域的一项成就。中能中子高通量反应堆CM使用了这种燃料元件,建设中的研究堆пиK也将使用这种燃料元件。十字型燃料元件可以在非常宽的热流密度范围内工作,热流密度可以达到15．4MW／m^2。可以将这种燃料元件制成各种尺寸,对于不同的反应堆采用各种排列。这种燃料元件是稍微带有扭转度的十字型燃料元件,彼此直接联接。装载这种燃料元件的反应堆堆芯热物理计算出现了一个本质上的矛盾。如果考虑了反应堆参数测量的误差和运行过程中额定功率的偏差,那么在计算放热系数的时候,如果采用传统的用于计算燃料元件表面光滑热通道的公式,这种高热流密度的情况将进入强烈沸腾的范围,而且临界储备小。但是,CM反应堆的大量运行经验证明,受应力条件下十字型燃料元件的工作是可靠的。     

非参数化方法在DNB传递分析中的应用

采用蒙特卡罗方法进行偏离泡核沸腾（DNB）传递分析中一个最基本的工作是确定燃料棒内压的概率分布。通常假设燃料棒的内压服从正态分布即传统的参数化方法。但燃料棒的内压不总是满足正态分布或与正态分布相差较远。为克服这一不足,本工作采用一种新的方法即非参数化的方法计算燃料棒内压的概率分布。通过对压水堆核电厂燃料棒内压数据的非参数化处理,得到燃料棒内压的概率分布并进行DNB传递分析。由计算结果得出：在DNB传递分析中,相较于参数化方法,采用非参数化方法所得的棒内压概率分布具有普遍适用性及大样本下的良好精度,分析结果更为保守、安全。     

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

采用燃料棒性能分析程序COPERNIC,针对哈尔登（Halden）测试燃料组件 （IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析,研究了高燃耗下裂变气体释放行为,并与试验数据进行了对比验证。结果表明,在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中,该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好;程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程,但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。      

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。     

燃料棒中铯活度比A（^134Cs）／A（^137Cs的轴向分布测量与分析

在热室中,用γ扫描装置对秦山核电厂３＊３－２考验组件中辐照历史、燃耗及冷却时间不同的两根燃料棒中的铯活度比Ａ（＾１３４Ｃｓ）／Ａ（＾１３７Ｃｓ）的轴向分布进行了测量,并利用自行开发的压水堆燃料棒破损性分析程序ＦＣＡＣ进行了理论计算。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

燃料棒真空电子束焊机

燃料棒真空电子束焊机能对两种规格的燃料棒进行环焊，其一次性装料量大，焊接速度快，自动化程度高；本文对设备（机械部分）的结构和工作过程作了详细介绍，对设备的主要部件和系统进行了分析和研究。     

金属基弥散微封装燃料中TRISO燃料颗粒的尺寸优化设计

弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒,是目前耐事故燃料（ATF）中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型（TRISO）或者两结构同向型（BISO）包覆燃料颗粒,基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有限元分析软件ABAQUS对金属基弥散微封装燃料进行了分析计算。通过分析TRISO燃料颗粒各包覆层厚度对燃料性能的影响,提出优化改进的建议。研究结果表明,疏松热解碳层（Buffer）厚度越大,燃料颗粒发生破损失效的燃耗越高,因此设计时应考虑增加其厚度;内部致密热解碳层（IPyC）厚度越大,其自身的最大环向拉应力越大,因此设计时应降低其厚度;碳化硅（SiC）层厚度越大,其自身环向压应力越小,因此设计时应降低其厚度。本文的研究结果可为金属基弥散微封装燃料的优化设计提供指导。      

燃料包壳腐蚀结垢机理及影响因素研究

燃料包壳结垢引起的腐蚀异常是导致燃料棒失效的重要原因之一。由于一回路水化学、反应堆运行模式、系统设备的更换、燃料设计和堆芯燃料管理等多种因素的综合作用，一回路系统释放的腐蚀产物（又称为污垢）会沉积在堆芯上部的燃料棒包壳表面，大量腐蚀产物的沉积会导致燃料棒包壳表面局部温度升高，引起包壳腐蚀加速，严重情况下会导致燃料包壳失效。本文对燃料包壳的腐蚀结垢机理进行研究，同时对其影响因素进行确定，为燃料包壳腐蚀结垢模型的建立奠定基础，对燃料棒综合性能分析中腐蚀模型的优化具有重要意义。     

阳江核电站R棒频繁动作问题分析

阳江核电站1、2、3号机组，在第2、第3核燃料循环期间，一回路温度控制棒（R棒）每天频繁动作，严重影响机组安全运行。从R棒的逻辑控制原理、堆芯装载等方面进行分析，将一阶惯性、超前滞后、微分环节的传递函数，转换为差分方程进行理论计算，并在模拟机上进行了87%FP（满功率）平台一回路温度±4℃扰动试验，试验结果表明修改的参数正确，可以解决R棒频繁动作问题。阳江核电站2号机组实施修改参数后，R棒动作正常，机组稳定运行期间，R棒动作2次/日。      

AFA 3G与AFA 2G燃料棒性能分析

阐述了保证燃料棒完整性应遵循的设计准则，给出了分析所采用的计算方法，用COCCINEL程序计算了各种极限燃料棒性能，验证了燃料棒的设计能满足相关准则的要求。     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

燃料组件精细化定位格架模型开发及评价

为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架引起的湍流交混效应,并将建立的精细化定位格架模型植入子通道分析程序（ATHAS）,对压水堆子通道和棒束实验（PSBT）基准题进行计算分析。结果表明,本文开发的精细化定位格架模型能够提高燃料组件子通道内空泡份额和温度分布的预测准确性,为棒束通道流场、焓场计算和临界热流密度（CHF）预测奠定了基础。