单相4×4棒束流动试验的CFD方法验证

为研究计算流体力学（CFD）方法预测棒束通道内流场分布的准确性，基于网格敏感性分析所确定的网格方案，采用标准k-ε模型（SKE）、可实现k-ε模型（RKE）、标准k-ω模型（SKW）和剪切应力传输模型（SST模型）对单相棒束流动进行模拟，并将横向速度与轴向速度与试验结果进行量化比较。结果表明:4种湍流模型均能较好地预测棒束通道内的流场分布，其中SKE与RKE的在横向速度预测上相对偏差较小，为19.6%；对于近格架区域的横向流场分析，SKE模拟较优，反之RKE模拟较优；对于轴向速度的预测，SKE的相对偏差最小为4.9%；4种湍流模型均低估均方根（RMS）速度，但能够预测棒束通道内RMS速度的分布规律，近格架区域采用RKE，反之SST较优。本文的计算结果可为单相棒束流动CFD分析的最佳实践导则建立提供参考。      

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。     

湍流模型在堆芯热工水力性能分析中的应用

针对正三角形布置堆芯棒束燃料通道内冷却剂充分发展湍流流场模拟,对比分析了计算流体动力学软件湍流模型对复杂流道内湍流流场模拟结果的影响。结果表明：湍流模型选取的不同对模拟结果有着显著影响,由于堆芯几何结构复杂,冷却剂流动为复杂三维流动,湍流呈高度各向异性。基于各向同性假设的湍流模型不能准确捕捉堆芯内冷却剂的二次流现象。基于求解雷诺应力输运方程的雷诺应力模型（RSM）能够较好地预测复杂流道内的二次流。本工作的研究结果为复杂流道流动换热模拟及深入研究分析堆芯热工水力性能提供了一定借鉴和指导。     

5×5棒束通道内压降特性实验与数值研究

分别以实验与数值模拟对5×5棒束通道压降特性进行了研究。在5×5棒束通道实验本体上开展了压降实验研究，雷诺数范围为2000～14000。获得了棒束通道内压降随雷诺数的变化关系，并在实验工况范围内拟合了摩擦阻力系数计算经验关系式，关系式对摩擦阻力系数的预测偏差在5%以内。在实验研究基础上，开展了棒束通道内压降数值研究。对于雷诺数低于2000的工况选取层流模型，雷诺数高于2000的工况选取标准k-ε模型、Realized k-ε模型、RNG k-ε模型与LPS-RSM等湍流模型，开展了棒束通道内流场数值模拟，并拟合了层流工况下高精度摩擦阻力系数计算关系式。数值模拟结果表明，雷诺数较高时，标准k-ε模型、Realizedk-ε模型、RNG k-ε模型与LPS-RSM等湍流模型均能较好地预测摩擦阻力特性。     

5×5棒束通道内流动转捩特性研究

棒束通道的特殊结构导致其内部流动转捩情况较为复杂，探究其内部流动转捩规律具有重要意义。本文针对棒束通道内的流动转捩特性开展实验与CFD模拟研究，通过实验获得了棒束通道内沿程阻力系数的变化规律；采用不同湍流模型进行了数值模拟。结果表明，SST k-ω模型能较好地反映实验结果。进一步对比了不同雷诺数工况下通道内不同位置的沿程阻力系数与湍流强度，发现对于不同子通道，中心子通道湍流强度与沿程阻力系数高于边角子通道；对于同一子通道，子通道中心处湍流强度与壁面切应力高于子通道边缘处。这一结果说明，受壁面影响，棒束内湍流强度、壁面切应力、阻力特性具有不均匀性，这些空间上的不均匀性相互作用会引起总体上棒束转捩点不明显。     

快堆组件数值模拟研究

为详细研究快堆组件棒束中的流动换热特性，本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行三维数值模拟。结果表明，在流量为10.92~18.67 kg/s时，计算得到的压降与已公开发表文献结果的相对偏差小于3.41%。内子通道的相对温度升高，呈现出周期为1/3螺距的波动，内子通道的局部温度比子通道程序SUPERENERGY计算的结果更高。根据模拟计算结果可更为准确地预测棒束通道内的流动换热情况，为今后组件棒束热工水力学设计提供参考。     

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。     

带格架棒束通道交混湍流数值模拟研究

采用雷诺时均模拟(RANS)和大涡模拟(LES)对MATi S-H实验进行模拟计算,得到格架交混后棒束通道内冷态单相湍流流场,通过比较格架下游特定位置处速度分量分布,发现采用精细网格的LES能够较为准确地计算湍流流场平均速度以及脉动速度的分布,与实验结果符合较好。LES结果表明,棒束通道内格架交混湍流流场具有明显的波动,脉动峰值离散分布;子通道内瞬时时刻的涡旋因子SM沿轴向也并非单调衰减,而是具有相对持续的脉动特征,最大脉动值大约是SM最大值的5%;LES的瞬时速度场计算结果可以为进一步的力学分析提供参考。     

方形组件紧密栅格内非稳态流动行为的研究

棒束子通道间冷却剂的交混作用能显著降低棒束周向壁面的温差,为进一步了解紧密栅棒束内特殊的流场结构,以水为工质,对P/D=1.1的双排六棒束方形通道内的流动进行了试验研究与数值模拟。采用流场示踪方法,在Re =2 000～40 000范围内拍摄了紧密栅内棒壁间瞬态流动可视化信息,捕捉到大尺度类周期性脉动结构,并获得了该脉动流的相关特征参数。结果表明：当Re≥5 000时,大尺度脉动流发生,并在实验工况内呈很强的周期性,脉动流的波长与Re无关,脉动主频率与Re成正比;采用SSG湍流模型对相同截面通道内的流动进行了非稳态计算,模拟出棒壁狭缝处的大尺度类周期性脉动行为,计算所得脉动流各项参数与试验值符合良好。     

CFD方法在棒束定位格架热工水力分析中的应用研究

利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等.将分析结果与相应试验结果进行了比较,结果表明:采用合理的结构简化、恰当的物理模型和数值求解算法,CFX程序能较好地模拟棒束定位格架通道内的单相水三维流场,其模拟结果与试验结果符合较好.     

基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析

基于计算流体力学（CFD）程序FLUENT的用户自定义函数（UDF）,耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功率（UTOP）事故的不确定性量化,最后对计算结果进行不确定性分析和敏感性分析。研究表明,CFD/PFS平台的物理热工耦合计算具有良好的可靠性、精确性;总反应性峰值、功率峰值等瞬态安全参数的名义值均处于95/95双侧容忍限值内,且名义值与限值相对偏差小于3.95%;燃料多普勒系数是主要不确定性来源,对反应堆安全影响最大。     

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。     

基于虚拟体积力动量源的燃料组件热工水力数值求解方法

针对计算流体力学（CFD）与三维精细化建模方法应用于反应堆燃料组件热工水力分析时普遍面临计算量较大和计算效率较低的问题,本文基于搅混翼对流场及温度场的阻流、导流、搅混与换热强化等方面的影响机理,通过建立搅混翼的虚拟体积力数理模型来考虑搅混翼对热工水力的影响。以两通道模型为研究对象,将虚拟体积力模型以动量源项的形式加入无翼片通道中,获得了带搅混翼通道的热工水力特性。该方法避免了直接对燃料组件中的复杂搅混翼结构进行贴体网格建模,可显著简化建模过程、降低计算量及提高计算效率。通过与实验数据及传统贴体网格建模结果的综合对比分析,验证了模型的有效性。研究结果表明：搅混翼对棒束通道流场及温度场的综合影响,可等效为结构对流体施加的某种作用力改变了流体质点运动规律,从而表现出特殊的热工水力现象;虚拟体积力动量源模型所计算的流速、压降及换热系数等关键热工水力参数,与实验数据及传统贴体网格计算结果吻合良好,并能适应不同流速工况。     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

Local thermal–hydraulic behaviour in tight 7-rod bundles

Advanced water-cooled reactor concepts with tight lattices have been proposed worldwide to improve the fuel utilization and the economic competitiveness. In the present work, experimental investigations were performed on thermal–hydraulic behaviour in tight hexagonal 7-rod bundles under both single-phase and two-phase conditions. Freon-12 was used as working fluid due to its convenient operating parameters. Tests were carried out under both single-phase and two-phase flow conditions. Rod surface temperatures are measured at a fixed axial elevation and in various circumferential positions. Test data with different radial power distributions are analyzed. Measured surface temperatures of unheated rods are used for the assessment of and comparison with numerical codes.In addition, numerical simulation using sub-channel analysis code MATRA and the computational fluid dynamics (CFD) code ANSYS-10 is carried out to understand the experimental data and to assess the validity of these codes in the prediction of flow and heat transfer behaviour in tight rod bundle geometries. Numerical results are compared with experimental data. A good agreement between the measured temperatures on the unheated rod surface and the CFD calculation is obtained. Both sub-channel analysis and CFD calculation indicates that the turbulent mixing in the tight rod bundle is significantly stronger than that computed with a well established correlation.     

基于流动与传热网络的HTR-PM堆内热工水力模拟

球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）全尺寸模拟机的开发是示范工程的重要组成部分,HTR-PM堆内热工水力过程的模拟是模拟机开发的关键技术之一。本文针对堆内热工水力过程的模拟进行了研究,根据堆内几何结构和热工水力过程的特点,采用组件搭建的方式建立了HTR-PM堆内流动与传热过程的计算模型,基于所建立的流动与传热网络模拟方法,编制了相应的模拟计算程序,实现了HTR-PM堆内热工水力过程的模拟,给出了反应堆50%FP、100%FP稳态工况、控制棒误提升事故工况的模拟结果,通过与设计分析程序THERMIX的比较进行了验证。对比结果表明,模拟方法和基于流动与传热网络的计算模型能够满足模拟机的开发要求,反映了堆内热工水力过程的特点。     

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队（XJTU-NuTheL）长期致力于计算流体动力学（CFD）方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年，团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟（LES）及直接数值模拟（DNS）高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括：构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型，建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型，开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展，并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向，旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。     

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。