5×5花瓣形燃料棒束组件内单相流动与换热特性数值模拟研究

相较于传统圆柱形燃料棒,花瓣形燃料棒具有安全裕量高等优点,研究其在压水堆运行工况下的热工水力特性具有重要意义。本文通过STAR-CCM+对5×5花瓣形燃料棒束组件进行数值模拟研究,计算并分析了组件内二次流速度、温度、换热系数等关键热工参数,获得了入口流速、螺旋节距对组件内部流动与换热特性的影响规律。计算结果表明：花瓣形燃料棒的螺旋结构可增强冷却剂的横向流动,同一高度上燃料棒表面温度分布具有周期性,增大入口流速可增强燃料棒的表面换热,消除温度分布的不均匀性。此外,螺旋节距大于750 mm,燃料棒换热性能与无扭转的燃料棒相差不大,甚至更低。     

基于图像算法的棒束通道流动交混研究

反应堆燃料组件内冷却剂流动特性是反应堆热工安全分析重要内容,本文针对带定位格架的棒束通道内可视化实验图像数据,基于图像算法对棒束通道内流动交混现象进行了定性与定量的分析,为堆芯热工水力及安全分析提供参考。从数据验证、规律总结、机理分析3个层面上提出了图像处理方法,并采用这些方法对棒束通道内实验数据进行了分析,分析结果表明:定位格架下游流体的流动交混在5 cm开始逐渐缓和;Canny算子适用于定位格架湍流图形的边缘识别。     

铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析

燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆(CLEAR-I)燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。     

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。     

冷却剂与含格架燃料棒束多场耦合分析

燃料棒束作为压水堆燃料组件的组成部分,其热工和结构特性直接关系到反应堆的安全。本文利用ANSYS WORKBENCH软件分析了冷却剂在5×5含定位格架燃料棒束通道内流动的分布,采用冷却剂与燃料棒束多场耦合的方式研究了燃料棒束的流动传热特性和结构形变特性。结果表明:定位格架扰动冷却剂形成横向二次流并在下游棒束间形成绕流;多场耦合条件下二次流峰值速度和平均速度均小于单流场的;二次流与燃料棒的热应力使棒束发生形变,功率和流动分布的不均匀导致形变在轴向和径向的不均匀;相较于无格架情况,定位格架的存在使冷却剂的搅混流动更加明显,冷却剂对燃料棒冲击增大;在有、无定位格架两种情况下棒束形变均很小,可保持原本结构的稳定。     

加/减速流动下棒束通道内速度分布和湍流特性研究

事故工况及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为复杂多变,对反应堆安全提出了更高挑战,因此有必要对非稳态下燃料组件内流动换热特性开展研究。基于粒子图像测速（PIV）技术,结合远心镜头和脉冲控制器,实现对燃料组件内复杂流场的高时空分辨率、长时间的连续测量,获得了流量波动下燃料组件内时空演变的流场结构,分析了棒束通道内速度分布、湍流强度、雷诺应力等瞬时流场信息的空间演变特性。以定常流动下流场分布特性为基准,对比分析了加速度对燃料组件内空间流场分布的贡献特点。实验结果表明：加速流动提高了棒束通道内流层之间的速度梯度,抑制了横向速度和湍流强度;减速流动减弱了棒束通道内流层之间的速度梯度,提高了横向速度和湍流强度。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下的瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。     

棒束定位格架流动和传热特性研究综述

定位格架是反应堆堆芯燃料组件关键部件之一。定位格架的存在影响了堆芯的各种热工水力性能。性能优良的定位格架能改善堆芯燃料组件热工水力性能，提高临界热流密度而不致太增加压力损失。本文就国内外对带定位格架棒束通道内流动和传热特性研究现状和研究结果进行了综述。     

冷却剂与含格架燃料棒束多场耦合分析

燃料棒束作为压水堆燃料组件的组成部分，其热工和结构特性直接关系到反应堆的安全。本文利用ANSYS WORKBENCH软件分析了冷却剂在5×5含定位格架燃料棒束通道内流动的分布，采用冷却剂与燃料棒束多场耦合的方式研究了燃料棒束的流动传热特性和结构形变特性。结果表明：定位格架扰动冷却剂形成横向二次流并在下游棒束间形成绕流；多场耦合条件下二次流峰值速度和平均速度均小于单流场的；二次流与燃料棒的热应力使棒束发生形变，功率和流动分布的不均匀导致形变在轴向和径向的不均匀；相较于无格架情况，定位格架的存在使冷却剂的搅混流动更加明显，冷却剂对燃料棒冲击增大；在有、无定位格架两种情况下棒束形变均很小，可保持原本结构的稳定。     

CARR辐照压水堆小组件热工水力分析

分析压水堆4×4小组件在CARR高温高压回路中进行辐照考验时的热工水力问题。利用计算流体动力学(CFD)软件对其进行三维数值模拟,以获得详细的热工水力参数。首先,模拟简化的燃料棒束模型,得出三维温度与速度分布,并分析了传热过程。然后,模拟全尺寸小组件,与棒束模型所得的结果进行对比分析,着重研究其流动,并分析了格架的搅混特性,得出可应用于一维热工水力程序的搅混因子。结果表明,燃料棒最高温度可满足安全性要求,且格架的搅混作用明显。     

环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究

环形燃料混合堆芯横向流动特性对原堆芯的热工安全具有重要影响。本文基于计算流体力学(CFD)方法建立了3×3环形燃料混合堆芯，通过计算混合堆芯的速度场、局部阻力特性与各组件的出入口流量守恒性，对环形燃料与原堆芯燃料之间的横向流动进行了评价。结果表明，当环形燃料与原堆芯燃料轴向各处阻力一致时，原堆芯燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于0.8%,环形燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于1.8%,混合堆芯各格架段无显著横向流动。     

Preliminary study of parameter uncertainty influence on Pressurized Water Reactor core design

Sub-channel analysis can improve the accuracy of reactor core thermal design. However, the important initial parameters contain various uncertainties during reactor operation. In this work, the Sub-channel Analysis Code of Supercritical reactor (SACOS) code, which is also applicable for Pressurized Water Reactor (PWR), was used to study the coolant flow characteristic and fuel rod heat transfer characteristic of 1/8 assembly which has the maximum linear power density in 300 MWe PWR core firstly. Then the Wilks' method and Response Surface Method (RSM) were utilized to determine the influence of sub-channel input parameters uncertainties on the highest temperature of reactor core fuel rod and Minimum Departure from Nucleate Boiling Ratio (MDNBR). The results show that in the most conservative conditions, the maximum temperature of the fuel rod and MDNBR were 2167.4 °C and 1.08, respectively. Considering the uncertainties of assembly inlet flow rate, inlet coolant temperature and system pressure, the 95% probability values (with 95% confidence) of fuel rod maximum and MDNBR calculated using response surface methodology were 2144.0 °C and 1.6, while they were 2137 °C and 1.74 calculated by Wilks' approach. Results show that the uncertainty analysis methods can provide larger reactor design criteria margin to improve the economy of reactor. Furthermore, the code was developed to have the capacity to perform the uncertainty study of sub-channel calculation.     

基于OpenFOAM的5×5棒束流动数值模拟

为验证OpenFOAM燃料组件子通道单相棒束流动的有效性,利用在OpenFOAM中实现的SST k-ω模型对MATIS-H基准题进行了模拟。基于OpenFOAM求解子通道速度场和压力场。将OpenFOAM的模拟数据与MATIS-H基准试验的数据进行了对比。结果表明,在网格划分精度为3级时,OpenFOAM模拟CFD子通道单相流动数据与MATIS-H基准题数据吻合度较好。由于格架和搅混翼的存在,冷却剂向中心流道靠拢,高低压区分布明显,趋于中心对称。子通道内产生涡旋,加强了燃料棒表面换热。OpenFOAM在子通道CFD模拟上具有应用前景。     

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响，本文采用计算流体动力学（CFD）软件Fluent平台，运用其中的动态网格技术，以压水堆燃料组件为研究对象，通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型，实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下，燃料组件附加质量系数均值为2.4712；围板运动工况下，燃料组件附加质量系数均值为–3.4713，均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后，燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%，验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。     

Improved lumped parameter formulation for simplified LWR thermohydraulic analysis

Transient heat transfer in a nuclear fuel rod is modelled by an improved lumped parameter approach. Hermite approximation for integration is used to obtain the average fuel and cladding temperatures in the radial direction. Thermohydraulic behaviour of a pressurized water reactor (PWR) during reactivity insertion and partial loss-of-flow is simulated by using a simplified mathematical model of reactor core and primary coolant. Transient temperature response of fuel, cladding and coolant is analysed.     

International Solvent Extraction Conference ISEC ′90

The supercritical-water-cooled power reactor (SCPR) is expected to reduce power costs compared with those of current LWRs because of its high thermal efficiency and simple reactor system. The high thermal efficiency is obtained by supercritical pressure water cooling. The fuel cladding surface temperature increases locally due to a synergistic effect from the increased coolant temperature, the expanded flow deflection due to coolant density change and the decreased heat transfer coefficient, if the coolant flow distribution is non-uniform in the fuel assembly. Therefore, the SCPR fuel assembly is designed using a subchannel analysis code based on the SILFEED code for BWRs.

The SCPR fuel assembly has many square-shaped water rods. The fuel rods are arranged around these water rods. The fuel rod pitch and diameter are 11.2 mm and 10.2 mm, respectively. Since coolant flow distribution in the fuel assembly strongly depends on the gap width between the fuel rod and the water rod, the proper gap width is examined. Subchannel analysis shows that the coolant flow distribution becomes uniform when the gap width is 1.0 mm. The maximum fuel cladding surface temperature is lower than 600°C and the temperature margin of the fuel cladding is increased in the design.     

快堆燃料组件热工流体力学计算研究

对于钠冷快堆,在燃料和包壳最高温度等设计限值下,为获得较高的堆芯出口温度,需深入分析燃料组件内的热工流体力学问题,准确预测组件内的冷却剂温度分布。本文在CRT模型和F.C.Engel等人工作的基础上,提出了ICRT压降关系式,用以计算冷却剂在湍流区、过渡流区和层流区的棒束压降;引入CRT模型和WEST对流传热模型,改进了SUPERENERGY子通道分析程序,并将改进程序与原程序计算结果进行了对比,结果表明：最热子通道出口温度略有降低,液膜温压略有增加;并用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆单盒燃料组件活性段进行了三维数值模拟,将计算结果用CRT模型、ICRT压降关系式及改进后的SUPERENERGY子通道分析程序进行了验证,相互符合较好。     

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。