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。     

进出口阻力对倒U型管束内倒流特性的影响分析

蒸汽发生器（SG）倒U型管束内倒流问题增大了自然循环条件下SG的流动阻力，降低了系统自然循环能力，对反应堆安全产生了负面影响。针对上述问题，以船用SG为研究对象，分别采用理论分析和计算流体动力学（CFD）数值模拟方法，通过修圆并联倒U型管束内管板开孔，研究了采用改进方案前后管板的流量分配和倒流特性。结果表明，通过修圆短管管板开孔，在自然循环工况下能有效降低SG流动阻力，增大短管的流量分配，从而降低倒流临界流量，延缓倒流现象的发生。研究结论为SG倒U型管束内倒流问题提供了一种可行的解决方案，可以为解决倒流问题研究提供支持。      

AP1000核岛主泵流场数值模拟

AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡,从而使得SG出口阻力增大,并影响主泵的长期稳定运行,降低主泵的水力效率。对于该问题,AP600设计过程中做过相关的试验,但试验费用很高,且试验结果的普适性不高,参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。为了解决这个问题,本文考虑采用新一代的CFD数值模拟工具PumpLinx进行研究,分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度,本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型,再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型,然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析,得出主泵和蒸汽发生器耦合部分的流场情况,从而为AP1000设计提供支持。     

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器（Steam Generator,SG）一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。     

反应堆压力容器下封头三维流场计算

精确分析反应堆压力容器下封头内流体流动特性是进行堆内结构优化设计和堆芯热工水力设计的前题.实验测定堆芯入口的流量分配耗费大量的人力物力,增加了设计成本.本文用计算流体软件CFX5.4.1计算反应堆压力容器下封头三维流场、压力分布以及堆芯入口流量分配.结果表明,理论计算与实验结果具有很好的一致性.理论计算的方法已经具有非常实际的工程应用价值.     

并联立式屏蔽电机主泵流动特性数值研究

以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵（简称主泵）为研究对象，建立2台并联主泵反向旋转（模型1）和同向旋转（模型2）2种几何模型；运用计算流体力学（CFD）方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算，从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明，模型1中A、B主泵性能基本一致；模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内，最大值达到1.69%，扬程相对偏差稳定在1%以内，效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%；模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低，有利于设备的长期运行。      

钠冷快堆蒸汽发生器壳侧流量分配验证试验试验体高度的影响分析

正CFR600蒸汽发生器运行时,液态钠通过进口窗进入蒸汽发生器的壳程。钠侧流量分配不均可能会导致换热管的流致振动、局部换热不均,甚至导致管接头的损坏,影响设备的正常运行。因此有必要进行蒸汽发生器壳侧流量分配特性的相关试验研究。由于CFR600蒸汽发生器壳侧介质流动区域总高度超过17m,且管束区多为纵向流动,横向流动较小,该部分高度对进口腔室的流量分配特性影响较小。为保证试验的经济合理性,本文对两种不同高度的试验体进行了CFD模拟计算分析。     

蒸汽发生器流量分配板及横向流局部压力损失系数计算

为计算得到蒸汽发生器流量分配板及横向流的局部压力损失系数,应用三维稳态热工水力软件GENEPI,在无重力、单相条件下,对管束区入口到第2块管子支撑板下游进行三维流场模拟,计算得到了给定出口压力下入口静压,进而求出进出口压降,并通过沿程摩擦以及局部压力损失关系式等,减去两块管子支撑板的压力损失及沿程阻力,推导求出蒸汽发生器流量分配板及横向流的局部压力损失系数。为验证方法的正确性及可行性,以CPR1000-SG和EPR-SG为对象,计算这两个型号蒸汽发生器流量分配板及横向流的局部压力损失系数,并将计算结果与国外经验系数进行对比,结果表明:计算结果与国外经验系数接近,误差在可接受范围内。     

自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

以欧洲压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。      

压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析

压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。     

蒸汽发生器下封头/主泵连接处流动特性试验研究

在先进压水堆核电站的设计中将蒸汽发生器和主泵直接连接,取消了蒸汽发生器和主泵之间过渡段,并在蒸汽发生器下封头出口腔室设置了改进的出口挡板,使蒸汽发生器出口接管的流场变得十分复杂.因此对蒸汽发生器下封头/主泵连接处的流动特性进行了试验研究,进行了无挡板的风洞试验和有挡板的水回路试验.研究表明采用自行设计的出口挡板可以消除出口接管的轴向回流,使出口流场均匀.     

压水堆蒸汽发生器一、二次侧稳态流场耦合分析

蒸汽发生器（SG）在运行过程中主要面临流致振动所导致的传热管破裂事故,而流致振动分析需以SG内的三维两相流场作为输入条件。采用多孔介质模型,对SG二次侧流场进行求解,同时耦合一、二次侧换热,获得SG二次侧速度场、温度场、压力场及流动含气率分布,并获得传热管一维的一、二次侧流体温度和换热系数及传热管温度分布。由于一次侧向二次侧释热极不均匀,SG内流场分布及汽水分离器内的含气率分布极不均匀;汽水分离器内的最大、最小含气率分别为0.62和0.05,该参数可为汽水分离器负载设计提供依据。通过计算还获得弯管区速度分布,该分布可为传热管的流致振动磨损评估提供输入条件。     

流体欠热度对容器排放性能的影响

用可视实验装置研究了流体欠热度对容器排放特性的影响。研究发现：蒸汽与排放容器中的冷流体作用形成的蒸汽冷凝特性极大地影响了容器中流体的排放过程。欠热度愈大、蒸汽冷凝换热过程愈强，蒸汽汽柱入水深度愈深，因此蒸汽可能在压力平衡管中达到临界流速，从而产生蒸汽供应限制，形成小排放流量阶段；系统（汽源）压力对后期排放流量和蒸汽汽柱入水深度也有一定影响。     

蒸汽发生器二次侧下部流场与排污试验

位于核电厂蒸汽发生器（SG）管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率,本文基于非能动大型先进压水堆（CAP1400）的SG设计原型结构,按照1∶4比例设计了排污试验体,以模拟SG下部的管板、传热管等部件。通过对下部流场进行计算流体动力学（CFD）计算并与排污试验的结果进行对比,进一步掌握近管板表面区域的流体流动特征。本试验通过研究SG近管板区域流体流动特征及泥渣分布规律、测量试验体各部件压降、对比SG单边和双边排污结构的设计,为减少淤泥集结、改进设计提供依据。研究发现,单/双边排污结构排污性能基本相同,单边排污结构即可将试验体内泥渣颗粒有效排出。     

反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象，采用计算流体动力学（CFD）方法对其内部流场进行数值模拟，得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果，叶片入口轮毂侧流动冲角过大，叶轮额定流量下的扬程低于设计要求，必须汽蚀余量（NPSHr）较大，需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验，确定了叶轮水力性能优化目标；以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量，选择多种组合方案进行计算，确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算，结果表明:相对原设计的叶轮，优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小，NPSHr大幅减小，内部流场更为合理，水力性能明显改善，优化方案满足预期目标。      

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。      

华龙一号反应堆下腔室结构优化设计

在华龙一号反应堆结构设计中，为提高反应堆结构的安全性，将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出，下腔室结构发生改变，影响了堆芯入口流场的均匀性，故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构，结合华龙一号自身下腔室结构特点，借鉴其他堆型以及提出新型结构，共提出了4种结构优化方案，分别对不同方案进行建模并利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算，从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析，得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案，其既能均匀搅混下腔室流场，又能使堆芯入口流量分配均匀。      

蒸汽发生器管子降质机理对安全的意义

蒸汽发生器（SG）管柬是反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的一部分。这也就意味着必须保持管束的完整性。然而，运行经验表明：蒸汽发生器管子会出现各种降质。这些管子降质可能导致SG管泄漏或破裂，进而通过蒸汽发生器使一回路系统的冷却剂损失，由此提供了直接通向一回路系统外部环境的途径。本文将介绍和分析几种主要SG管子的降质，从而评估这些降质在SG管子完整性方面的安全意义。     

直流蒸汽发生器换热特性优化

介绍一种双面换热的套管式直流蒸汽发生器,分析该蒸汽发生器一次侧流量的分配比对强化换热的影响,采用非线性优化方法对流最分配比进行优化.在给定的工况下得到最优分配比,并提出实现该最优分配的方法:在内管的入口处加装节流圈.