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。     

液态金属冷却快堆子通道分析软件SACOS-LMR研发与工程应用

子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。     

液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟，然而液态铅铋合金（LBE）具有独特的热物性，常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程，本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先，采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟，对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型，评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明，Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。     

基于四方程模型的LBE环管湍流换热数值研究

为计算液态铅铋（LBE）在环管内不同加热环境下的湍流换热,基于开源计算流体力学程序OpenFOAM开发了四方程模型求解器4eqnFoam。将LBE在平板和圆管内的预测结果与直接数值模拟结果和实验结果进行对比,验证了求解器的有效性。基于该求解器,分别计算了LBE在外壁绝热内壁加热以及内外壁面等热流加热环管内不同雷诺数下的湍流换热量。结果表明：随着雷诺数的增加,两种加热条件下的无量纲温度脉动、雷诺热流、湍流热扩散作用增大,而平均湍流普朗特数减小;当雷诺数增加到一定程度时,平均湍流普朗特数变化不明显。基于4eqnFoam求解器,可为计算LBE热工水力现象提供更多参考。     

基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型，采用显式迭代和动态链接库技术（DLL），利用商用计算流体力学（CFD）程序FLUENT的用户自定义函数（UDF）实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算，开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故（UTOP）模拟，并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-III的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-III的分析结果吻合良好，耦合程序的开发取得了初步成功，可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。      

RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证

为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金（LBE）物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明：NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过5%,与其他系统程序CATHARE、ATHLET、RELAP5-3D、RELAP5/MOD3.3(modified)相比,本文程序的相对偏差不超过10%;CIRCE-ICE台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过10%。本文程序满足反应堆系统热工水力分析程序精度要求,可作为铅铋快堆安全分析的有效工具。     

环形通道内液态铅铋合金流动换热特性实验研究

通过对环形通道内液态铅铋合金的流动换热特性进行实验研究，得到了气泡泵注气对液态金属流动的影响，并拟合出环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数关系式和换热特性关系式。结果表明：采用气泡泵注气能有效提升铅铋合金的质量流速；相同Reynolds数下环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数大于由布拉休斯公式计算得到的摩擦系数；液态铅铋合金对流换热过程中，导热项占主导地位，并且Nusselt数随Peclet数的增大而增大。     

环形通道内液态铅铋合金流动换热特性实验研究

通过对环形通道内液态铅铋合金的流动换热特性进行实验研究,得到了气泡泵注气对液态金属流动的影响,并拟合出环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数关系式和换热特性关系式。结果表明:采用气泡泵注气能有效提升铅铋合金的质量流速;相同Reynolds数下环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数大于由布拉休斯公式计算得到的摩擦系数;液态铅铋合金对流换热过程中,导热项占主导地位,并且Nusselt数随Peclet数的增大而增大。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

液态铅铋合金管内流动传热特性研究

为研究液态铅铋合金的流动传热特性,建立了相应的实验台架,并开展了传热特性试验,获得了1组针对液态铅铋合金的传热关系式。同时使用Fluent程序对圆管内铅铋合金的流动换热进行了模拟计算,以研究不同湍流普朗特数模型和不同湍流模型的选取对计算结果的影响。根据计算结果,探讨了不同湍流普朗特数模型对计算结果的影响,并得到了不同Peclet数下推荐使用的物理模型。     

Study on Two-phase Flow in Fluid Channel of Lead-based Fast Reactor Based on OpenFOAM

In order to study the thermal-hydraulic characteristics of two-phase flow caused by the special thermal properties of lead/lead-bismuth in lead-based fast reactors, the influence of bubble in fluid channel on the heat transfer capacity and safety of the core was simulated. In this paper the open source CFD calculation software OpenFOAM was adopted, and the numerical simulation was applied based on VOF method to construct a common triangular channel model in lead-based fast reactor. By simulating the two-phase flow of the coolant channel, it is found that as the flow rate increases, the outlet temperature of the coolant decreases. In the flow process of the gas-liquid two-phase flow in the channel, it can be found that the gas phase basically flows inside the channel. In the simulation of the fuel assembly, the corner channel is an area with a large amount of bubbles, which will cause the local heat transfer to deteriorate and cause the fuel assembly to burn out.     

基于OpenFOAM的铅基快堆流体通道内两相流研究

为研究铅基快堆中铅/铅铋的特殊热物性导致的在两相流情况下的热工水力特性，模拟流体通道中空泡存在对堆芯的输热能力以及安全性的影响，本文采用开源的CFD计算软件OpenFOAM，应用基于VOF方法的数值模拟，构建了铅基快堆中常见的三角形通道模型，通过与子通道程序的验证和单相条件下实验的校核，检验了所用代码的准确性，并对堆内冷却剂通道的两相流进行了模拟。模拟结果表明：随着两相流流速的增大，冷却剂出口温度降低。气液两相流在内通道流动过程中，气相基本在通道内部流动。随着轴向高度的升高，气泡会在内通道的中心区域聚合；燃料组件的角通道是气泡含量多的区域，会造成局部传热恶化，导致组件烧毁。     

大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出，设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置，研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响，并基于开源软件OpenFOAM，采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明，流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响，局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大；材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大，但对于加热段外的流体温度分布影响极小；经过对AFM模型进行修正，得到了更适用于实验条件的模型参数值，修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。      

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。     

液态金属螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟研究

螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)是一种蒸汽发生器常用形式。得益于其特殊的优势,HCOTSG被广泛用于各类反应堆动力系统中。本文提出了利用计算流体力学软件（FLUENT）对液态金属HCOTSG的壳侧液态铅铋、管侧两相流体进行耦合流动传热计算的CFD方法,并通过与相关实验研究结果的对比验证了数值模拟方法的正确性。在此基础上,本文对HCOTSG在典型工况下开展了数值模拟计算,得到蒸汽发生器内部的热工水力参数分布情况,并对其内部的流动换热特性进行分析。本研究为液态金属HCOTSG流动换热特性研究及结构设计优化提供新的思路方法。     

基于CFD方法的铅铋冷却燃料棒束的热工水力特性分析

铅铋冷却快堆作为第4代反应堆候选之一具有安全性高等特点，研究其在正常工况下的热工水力特性具有重要意义。本文基于商用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+，使用流固耦合的方法对带有绕丝结构的19棒束铅铋组件进行数值分析，探究了质量流量、功率等边界条件对组件内部流动传热特性的影响。模拟计算结果表明：CFD方法在子通道中心温度和壁面温度预测上与实验结果取得了较好的一致。同时，绕丝结构的存在使得子通道之间存在周期性的横向交混，并使得棒束表面温度呈现震荡。随质量流量的增加，子通道间横向交混增大。功率变化对通道间的横向交混速度的影响较小，冷却剂温度的横向分布无明显差异。