钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

快堆组件稠密棒束数值模拟

为详细研究快堆组件稠密棒束中的冷却剂流动方式,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行了三维数值模拟,并与已公开发表的文献结果进行了对比。由计算结果可知：计算得到的摩擦系数结果在Re为35885～61354时与试验结果符合较好;从中心到外围,横向流和轴向流在不同的方向和位置呈现出不同的流动特性。根据模拟结果可更准确地预测棒束通道内的流动情况,可为今后稠密棒束组件水力学设计和子通道内流量测量试验提供参考。     

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。     

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。     

COBRA-IV与CFX程序耦合研究

通过研究子通道程序(COBRA-IV)和计算流体力学程序(CFX)内部结构,开发了相应的耦合接口,并编写外部控制程序实现了两者的耦合。对5×5棒束组件流动问题的耦合计算结果表明,COBRA-IV/CFX耦合程序是正确的。     

钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析

利用CFD程序CFX,分别对7、19、37、61根棒组成的三角形排列螺旋绕丝定位的钠冷快堆燃料组件棒束通道进行了热工水力特性的分析研究,并将结果与子通道程序SuperEnergy进行了对比验证。重点考察了棒束通道轴向流动分布、横向流交混效应及子通道轴向温升,分析了定位绕丝的影响。结果表明,绕丝对棒束通道的横向流交混效应、轴向流动分布及子通道温升有着重要影响,且随棒束的增多,通道内的流动趋向复杂化,轴向流动不均匀性有升高趋势。     

7棒束紧密栅元流体流动传热数值研究

紧密栅元内的流体流动传热研究对高转化比反应堆燃料组件的优化有十分重要的意义。本文采用CFD方法对7棒束紧密栅元棒束通道内流体流动传热现象进行了数值模拟,并与7棒束紧密栅元内氟利昂流体传热的实验结果进行对比分析,详细分析了定位格架对棒束内流体传热流动的影响。结果表明：数值计算所得的非加热棒的壁面温度和实验吻合良好,定位格架的存在对其下游流体流动、棒束最高温度分布及交混系数有明显的影响,棒束某些位置因流动滞止导致温度大幅上升,在设计中应加以注意。     

棒束通道防腐蚀特性数值研究

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况，以对反应堆运行策略分析提供支撑，本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型，结合计算流体动力学方法，对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束通道内的流场、温度场以及两种入口氧浓度、三种运行时间下的棒束氧浓度分布情况以及棒束表面防腐蚀层的生成情况。研究结果表明，棒束通道中防腐蚀层的生成主要与温度、初始氧浓度以及运行时间有关，对于现有模型来说，定距条与棒接触点附近是防腐蚀层难以形成的主要区域，需要重点关注。本文的计算方法及结果将对反应堆运行策略评价提供支撑。     

数值堆热工流体程序CVR-PACA验证及典型应用

谱元方法是一种高精度的数值计算方法,采用该方法开发了数值堆高精度热工水力并行CFD计算程序CVR-PACA。应用CVR-PACA对单棒光棒通道湍流流场、3×3光棒棒束湍流流场、Matis-H压水堆棒束通道基准题、19棒带绕丝组件通道湍流流场进行了仿真计算。通过与实验测量值对比,研究定量验证了大涡模拟(LES)模型及非稳态雷诺时均(URANS)模型对各类棒束通道流场预测的准确性。算例在建模过程中采用网格分裂技术实现了复杂几何的纯六面体网格划分,用于支撑谱元方法计算。研究较为全面地积累了高精度谱元方法模拟流场流动及换热的建模经验,获取了各类棒束通道内丰富的流动和换热细节,获得的建模经验能更加精准有力地指导相关设计的优化改进。     

湍流模型对5×5格架棒束通道流动传热数值模拟影响分析

同一软件工具采用不同湍流模型进行燃料组件格架棒束通道CFD分析时会得到不同的数值结果,本文采用ANSYS CFX软件,建立了包含典型5×5格架的棒束通道CFD模型,研究了涡粘和雷诺应力两大类6种典型湍流模型对燃料组件压降与换热特性数值结果的影响,计算了压降和Nu分布结果与相似的实验结果进行对比,通过分析3个典型搅混效果评价因子,探讨了搅混翼流动与换热的内在影响关系,同时对比了不同湍流模型对结果的影响。通过与相似实验数据对比分析,认为雷诺应力模型较适宜计算本文所研究的定位格架及棒束通道内流动传热特性。     

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。     

铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明：包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。     

Development of a Method for Evaluation of Pin-wise Power Distribution in Fuel Assemblies of Fast Reactors

In the design of fast reactor core with higher burnup and higher linear power, prediction accuracy of burnup history of fuel pin should be upgraded so as to assure fuel integrity without extra design margin under increased neutron fluence and burnup. A method is studied to predict fuel pin-wise power and its burnup history in fast reactors accurately based on an analytic solution of diffusion theory equation on hexagonal geometry with boundary condition from core calculation by finite-differenced diffusion calculation code. The present method is applied to a fast reactor core model, and its accuracy in predicting fuel pin power is tested. The result is compared with the reference solution by the finite difference calculation with very fine mesh. It is found that the present method predicts the power peaking factors in fuel assemblies accurately. The fuel pin-wise nuclide depletion calculation is also done using neutron fluxes for each fuel pin. The result shows that the fuel pin-wise depletion calculation is very important in predicting the burnup history of the fuel assembly in detail.     

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。     

Modelling of PWR cladding corrosion in mixed core situations

In this paper a thermal-hydraulic model for cladding corrosion recently developed in ABB Atom and used in the code is presented. The features of the model are a subchannel geometry which consists of a 3 × 3 matrix of rods, and modelling of coolant cross-flow and coolant enthalpy mixing. The thermal-hydraulic model is benchmarked against the code, which is a 3D code for analysing the thermalhydraulics of a reactor core. In addition, results of model calculations are compared with corrosion data obtained in mixed core situations, i.e. situations where the fuel assemblies in the core have different designs (e.g. different grid and nozzle designs). Fuel assembly components in assemblies of different designs usually have unequal flow resistances. These differences result in transverse pressure gradients, which in turn increase the lateral flow velocity and thus affect the cociant mass flow rate distribution. Two different situations where this type of mismatch between fuel assemblies in the Ringhals 3 core have occurred are studied in this paper. In the first case a reload batch of fuel assemblies, with Zircaloy mixing vane grids, inserted in a core where the resident fuel assemblies have Inconel mixing vane grids is considered. In the second case cladding tubes from the same manufacturing lot that have been irradiated for the same period of time but have been situated in fuel assemblies with Zircaloy mixing vane grids of different designs are considered. The results manifest the capability of the code to model the effects of flow resistance on cladding corrosion.     

Simple formula to evaluate helium production amount in fast reactor MA-containing MOX fuel and its accuracy

A simple formula is developed for the evaluation of the helium production amount in fast reactor minor actinide (MA) containing uranium–plutonium mixed oxide (MOX) fuel. For the subroutine use in the existing fuel behavior analysis code, the formula is designed putting emphasis on simplicity and quickness rather than accuracy. The accuracy of the formula is confirmed by comparing with the detailed calculation with SWAT code, and also with the post irradiation examination (PIE) results of the fuel pin irradiated at the experimental fast reactor JOYO. As a result, it is found that the formula evaluates the helium production amount with the difference of less than about 10% from the detailed calculation and the PIE results, when the MA isotope content is less than 5 wt.%. Based on these results, the formula is installed in the fuel behavior analysis code for the simulation of helium behavior in fast reactor fuels.     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。