定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝螺距比定位绕丝数量及定位绕丝形状对温场流场的影响更大,定位绕丝螺距小于200 mm时,进出口压降大幅增加,表面换热系数增加,温度不均匀度大幅降低;随着定位绕丝数量增加,进出口压降线性增加,表面换热系数变化不大;圆形定位绕丝可以以较小截面积达到与方形定位绕丝相似的效果,梯形定位绕丝对流场影响不如矩形定位绕丝。     

空间堆堆芯热管蒸气流动计算方法研究

空间核反应堆电源采用热管进行堆芯冷却。堆芯热管内部工质的蒸发与冷凝导致内部蒸气流动与管内流动有很大不同,必须考虑变质量流动和轴向速度分量与径向速度分量两者的存在。对堆芯热管内蒸气流动的压力、温度分布和速度分布的计算方法进行研究,开发空间堆堆芯热管蒸气流动的计算程序SNPS-HPD,利用钠热管的实验数据对程序进行验证,并利用SNPS-HPD对HP-STMCs空间堆堆芯锂热管在不同运行工况下的蒸气流动特性进行设计校核计算。计算结果与文献计算值符合较好,说明SNPS-HPD程序可用于空间堆堆芯热管的设计校核计算。     

钠冷快堆绕丝组件入口堵流事故数值模拟

钠冷快堆绕丝组件燃料棒排列紧密,如有异物进入,很有可能在入口发生堵塞并造成严重后果。本文使用商用CFD程序ANSYS Fluent对钠冷快堆绕丝组件的入口堵流事故进行了瞬态数值模拟,探究组件内的流动换热变化情况。结果表明：堵流发生后,流场在0.02 s左右达到稳态,而温度场在0.15 s左右达到稳态;瞬态过程中温度首先从堵块临近下游的燃料棒表面开始升高,并逐渐向外和向下游扩展;堵块后方速度较低,温度较高的尾流区长度约为60 mm,最高温度出现在堵块下游约4 mm处;出口处的流动速度与正常工况相差不大,且出口处的温度分布较速度分布对堵流事故更不敏感;绕丝产生的二次流对堵流事故有一定的缓解作用。上述研究结果可供钠冷快堆堆芯安全分析参考。     

含绕丝2×2棒束内超临界水传热特性数值研究

超临界水冷堆燃料组件多采用稠密栅格布置,用绕丝进行定位,绕丝可增强通道间的交混能力,对通道的换热特征会产生明显影响。以含绕丝的小棒束2×2组件为分析对象,采用计算流体动力学(CFD)方法分析超临界条件下绕丝对换热特征的影响。分析结果表明:绕丝会改善通道的换热能力,抑制周向不均匀分布,但也可能在局部产生壁温峰值。在数值计算中发现壁温峰值的成因有两类,并对二者的成因进一步叙述,分析绕丝结构参数对换热特性的影响。     

中国铅基研究实验堆绕丝燃料组件热工水力分析

在铅基研究反应堆燃料组件设计中,燃料棒之间的绕丝可减少燃料棒在运行过程的机械振动,并使冷却剂在各子通道间有效混合,对绕丝燃料组件内冷却剂的热工水力分析将对燃料组件的设计与优化具有重要意义。本文通过CFD方法对中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)燃料组件参考设计内的冷却剂流动换热过程进行数值模拟,并分析绕丝组件的速度场、温度场等流场特征量的分布规律。结果表明:绕丝在流场中起着搅混冷却剂的作用,内通道搅混较外通道相对均匀;组件内横向流强度、摩擦系数在入口段先迅速变化,后在充分发展区呈波浪状在其平均值上下波动,努塞尔数变化规律与之类似;包壳最高温度满足安全设计限值。     

改进现行轻水堆组件均匀化方法的必要性

准确获得堆内各种类型组件的均匀化参数是采用现代轻水堆堆芯分析方法进行核设计和燃料管理计算的基础,以 UO2 和 MOX燃料混合装载的 C5G7-MOX基准题的研究为例,指出对由 K.Koebke 和K.S.Smith 等人莫基、在目前商用轻水堆堆芯设计中广泛应用的等效均匀化理论加以改进是必要的,并指出采用多群模型和设法采用组件当地边界条件来产生用于空间均匀化的组件空间能谱分布是改进现行组件均匀化方法应采取的措施.     

一种适用于钠冷快堆绕丝棒束组件热工水力特性分析的多孔介质模型

为准确预测钠冷快堆堆芯三维热工水力参数分布同时降低计算资源需求,基于表征体元概念建立了针对绕丝棒束组件的三维多孔介质模型,根据组件几何结构特点将冷却剂与固体壁面间的相互作用力分解为分布式阻力,引入包含湍流搅混传热、流体导热和燃料棒导热的有效传热系数模型刻画组件的径向传热。采用日本东芝公司核能工程实验室37棒液态钠冷却绕丝棒束组件实验进行模拟计算,数值计算结果与实验结果对比发现,基于论文提出的多孔介质模型可以在多种工况下较好地复现实验结果。因此,本研究提出的多孔介质模型可用于钠冷快堆绕丝棒束组件三维热工水力参数分布预测。     

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。     

330 MW环形燃料小型堆方案设计

本文研究了应用环形燃料的小型压水堆堆芯燃料富集度、换料批次、循环长度以及平均卸料燃耗之间的匹配规律。根据设计准则和目标设计了热功率为330 MW的环形燃料小型堆堆芯装载和燃料管理方案，并采用CMS程序包对过渡循环到平衡循环的堆芯关键性能参数进行计算分析，功率不均匀因子、反应性系数、停堆裕量等均符合设计准则要求，堆芯稳态物理特性良好。     

含绕丝棒束内横向流动的可视化实验与数值模拟研究

螺旋绕丝是第4代先进核反应堆燃料组件的定位装置之一,冷却剂在绕丝作用下发生定向交混和周期性横流,是影响燃料元件包壳温度的重要因素,有必要进行深入研究。本文采用粒子图像测速法对含绕丝7棒束内水的横向流动进行实验测量,得到了横截面整体速度分布和局部流动特性,并利用STAR CCM+软件进行了稳态数值模拟,分析了无量纲横向流速的变化规律。结果表明,棒束内存在整体环流和若干局部涡流,大尺度涡出现在棒和内壁附近,小尺度涡出现在棒和绕丝附近。随着雷诺数的增大,横向流动规律基本一致,但速度大小呈线性增长趋势。湍流模型敏感性分析表明,雷诺应力-椭圆混合模型对流场的预测与实验数据最为接近。横向流动具有明显的周期性,对于所选定的棒束结构,最大横向流速约为轴向流速的25%,且在绕丝经过棒间隙时出现突变。     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点，其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点，对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述，主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法，并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。     

模块式高温气冷堆超临界蒸汽发生器设计

介绍了用于模块式高温气冷堆的超临界蒸汽发生器的设计参数，给出了传热管束的螺旋管结构设计方案和结构尺寸，并分析了其在超临界压力下的传热特性。经过热工水力分析计算，证明能够满足传热和水动力要求，且在设计工况下，不会发生传热恶化。     

高温气冷堆传热管束驰振现象的数值研究

驰振是一种气动不稳定现象,可能导致结构发生剧烈振动而失效。高温气冷堆蒸汽发生器内传热管束处于高速氦气的环境中,其截面为带圆角的方形。为研究这种特殊截面管束的驰振问题,基于准稳态模型推导获得的稳定性判据,采用CFD方法建立二维数值模型,获得不同攻角下的静态流体力数据,并利用此数据研究结构的驰振稳定性。结果表明,圆角结构对结构的驰振稳定性影响较大,能显著减小流体阻力系数,进而降低了结构发生驰振的临界流速;同时,较大的圆角半径会缩小结构可能发生驰振失稳的攻角范围。本文研究为高温气冷堆传热管束的设计提供依据。     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展，研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题，即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究，分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

中间换热器的传热和阻力特性

中间换热器在高温气冷堆氦气透平间接循环发电系统中是耦合高温气冷堆和氦气透平的关键部件,承担着将高温气冷堆中高温氦气的能量传递到氦气透平回路的任务.中间换热器给氦气透平的设计和运行维护带来方便,但它的传热与阻力性能不可避免地影响循环效率,因此,中间换热器的设计和选型需综合考虑传热效率、压力损失、材料性能和紧凑度等因素.本文介绍了印制板式换热器(PCHE)的主要特点,分析了它在间接循环系统中应用的可行性,重点研究了该中间换热器的传热和流动阻力特性,以及影响PCHE换热效率和压力损失的主要因素.在此基础上,提出了优化中间换热器传热和阻力特性的途径和方法.     

Experimental and Operational Verification of the HTR-10 Once-Through Steam Generator (SG)

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor was operated smoothly at the designated parameters. The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. Design of the SG includes hydraulics, heat transfer and stability designs. Based on the design requirement, it is necessary to ensure sufficient heat removal from the reactor in order to maintain stable operation. In order to confirm the thermal hydraulic reliability of the SG, a series of experiments had been carried out. The purpose of this paper is to introduce the design features and experimental verification of HTR-10 SG, and the research results of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for example, the heat transfer coefficient of water, superheat steam and the two phase flow in the helical tube, the heat transfer coefficient of the He flow across the helical tube, and the centrifugal force effect on the heat transfer for the helical tube. In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 SG have been presented.     

The hexagonal bundle heat transfer and fluid flow experiment agathe hex

Problems of heat transfer and fluid flow in gas-cooled reactor fuel elements have been studied at the Swiss Federal Institute for Reactor Research (EIR) for 14 years. Since 1967, the activities have been directed toward gas-cooled fast breeder reactors (GCFRs). The aim of analytical and experimental studies has been to develop analytical models and comprehensive computer codes for the prediction of temperature and pressure distributions in GCFR fuel element configurations. The models developed at EIR are based on the results of specific experiments. Full-scale experiments in actual geometry are being carried out to verify the computer codes for a wide range of parameters. This paper describes the heat transfer loop and the test sections designed to verify GCFR thermohydraulic design codes.     

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。