球床模块堆停堆后自然对流传热特性数值研究

对冷却流体在球床模块堆内燃料颗粒填充区域中的流动和传热过程进行了研究.数值模拟突然停堆后燃料颗粒区在温差作用下的自然对流过程,分析了瑞利数Ra对燃料填充区域内流场、温度场和局部努塞尔数Nu以及壁面摩擦阻力系数的影响.计算结果表明:当球床模块堆突然停堆时燃料填充区域可形成加热壁面流体上升流动、冷却壁面下降流动的自然循环流动;随着Ra数增大,回流中心向上移动;沿轴向壁面局部Nusselt数和摩擦阻力系数存在极值,并且极值点随Ra数增大而向上移动;与氮气相比,氦气作为冷却介质停堆后具有更均匀的堆芯轴向温度分布.     

乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性数值分析

利用三维流场计算程序PHOENICS 3 2研究了水平布置干式乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性 ,将计算结果与文献的实验数据及计算结果进行了对比分析 ,符合较好。采用同样的布置方式及 2 0 0MW低温供热堆燃料组件的结构及余热功率参数 ,分别采用氮气及水作为工质进行了计算 ,以研究乏燃料贮存罐应用于低温供热堆的可能性。从计算结果中还发现水作为工质的换热效率比氮气高     

乏燃料干式贮存模块通风口半堵塞热工安全分析

为确保乏燃料干式贮存安全,必须有效地散出乏燃料衰变热。本文对卧式混凝土模块（TC）和内置乏燃料贮罐（DSC）在4个通风口发生不同程度半堵塞情况下的热工安全性能进行了分析。结果表明,在发生部分通风口半堵塞情况下,乏燃料贮罐内各个部件的温度均在相关法规标准限值范围内,乏燃料贮罐内的热量可被有效导出;混凝土结构温度超出法规限值,需设置合理监控手段,及时发现并清除堵塞。     

方腔内液态金属钠自然对流换热特性数值分析

对方腔内液态金属钠层流自然对流换热过程进行了数值模拟,着重分析了不同热边界条件下瑞利数对方腔自然对流换热过程的影响,得到了腔体局部换热系数分布特点及规律。结果表明,当瑞利数较大时,如大于103,瑞利数对方腔内液态金属钠自然对流换热过程的影响非常显著。随着瑞利数逐渐减小,无论是腔体侧边换热系数,还是腔体底边换热系数,均与纯导热情况下计算结果间的偏差逐渐减小,表明腔内换热机理逐渐以导热过程为主。     

有热管冷却的乏燃料池自然对流换热特性分析

将分离式热管作为长期非能动冷却系统应用CAP1400乏燃料池,分离式热管的蒸发端布置在乏燃料池四周。本文运用数值模拟方法对具有热管冷却的乏燃料池内温度场和流场特性进行数值分析,并研究布置在池内的各排蒸发管管外对流换热强度。研究表明：当能动型冷却系统停止工作后,仅靠该非能动冷却系统可成功带走池内衰变热并保证池内不沸腾;内排蒸发管束外侧的对流换热系数高于外排蒸发管束,可达到外排管束的1.05倍,蒸发管上、下端的对流换热系数较大,中间段对流换热系数最小。研究结果对分离式热管运用于乏燃料池具有一定参考意义。     

ITER中国氦冷固体实验包层模块温度场和氦气流场三维数值分析

采用通用计算流体力学软件Fluent对应用于国际热核实验堆(ITER)的实验包层模块(TBM)的第一壁Be、Be球床中子增殖区、Li4SiO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场和氦气流道内流场进行了三维数值模拟,研究了TBM的温度场及冷却管道内的氦气流场的分布.结果表明,除极小区域外,材料的温度在该材料所允许的工作范围之内;氦气表现出很好的流动和换热特性.     

三维颗粒有序堆积多孔介质内强制对流换热数值研究

采用N-S方程和RNGk-ε湍流模型及比例缩放的壁面函数法对三维圆球颗粒有序堆积多孔介质孔隙内的强制对流换热进行了数值研究。详细研究了Re数变化及不同颗粒堆积方式对多孔介质强制对流换热性能的影响。计算结果表明:在相同条件下,通过对颗粒进行合理有序堆积,可以使相应多孔介质内的压降显著降低,其综合换热效率明显提高;传统经验公式用于颗粒有序堆积多孔介质须进行合理修正;在不同堆积方式中,简单立方体均匀堆积(SC)模型的综合换热效率最高;在相同堆积方式下,均匀颗粒堆积多孔介质内的综合换热性能明显高于非均匀颗粒堆积多孔介质。     

有内热源的液池与管内流体的耦合传热

对均匀内热源溶液池内的自然对流及冷却盘管内强制对流的耦合传热过程进行了分析,建立了相应的三维物理数学模型,并采用有限容积法进行了数值求解.针对不同容积热源强度以及不同管内流速下溶池内自然对流与冷却管内流体的耦合传热过程进行了数值计算.计算得到的管内外流体对流换热系数以及溶液池与管内流体的总传热系数与理论值以及实验测试结果吻合较好,表明了本文所建立数学模型的正确性.研究结果揭示了溶液池内容积热源强度及管内流速对总传热系数有显著的影响.     

局部非热平衡条件下含内热源多孔介质方腔内自然对流数值研究

在流体与固体骨架有效导热系数比一定的条件下,采用局部非热平衡模型与非达西流动模型,研究Ra和Da对含内热源多孔介质的方腔内自然对流流动换热特性的影响。计算结果表明:当Ra取定值,流体平均Nu随Da的增大而增大;当Da取定值,流体平均Nu随Ra的增大而增大。在文中参数的变化范围内,固体相与方腔4个壁面的换热强度相当,且变化较小。方腔左右两壁面流体相换热强度相同,但均弱于上壁面换热强度,下壁面流体相换热强度最低。无量纲容积换热系数较小时,非热平衡效应影响较大。     

核电厂液态流出物排放数模计算域分析

针对核电厂液态流出物在受纳水体中的稀释扩散问题, 常采用平面二维数值模拟法进行分析, 计算所得流场往往有水文测验资料进行验证, 但对于半衰期较长的核素, 衰变减少的份额较少, 计算范围的大小对计算结果的影响较大。本文结合工程实例, 选取大小不同的两个计算域, 分别进行数值模拟计算, 并对计算所得流态、浓度场分布、浓度通量以及总量守恒进行分析。结果表明, 在计算能力范围内, 应选取较大的计算域; 在满足计算精度和效率的条件下, 排放口距计算边界宜大于80 km的范围。该结果可供核电厂液态流出物排放选择计算范围时进行参考。     

自然循环换热器壳侧传热及流动的数值模拟

为分析换热器的求解模型和内部结构的不同对传热和流动特性的影响,用等效自然循环换热器的模型进行多种变换。用Fluent软件对等效模型进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析不同模型的温度场和流场的变化,对该换热器的传热过程和自然对流情况有较深刻的认识。结果表明：自然循环换热器的传热管内外温差较大,且流动较复杂,选用湍流模型计算更为合理;传热管位置的不对称性,引起左右两侧传热和流动的不对称性,使得流体相互影响,增强了自然对流作用;传热管的形状由直管变为C型弯管,结构的复杂性在一定程度上增强了流体温度分布和流动的不规则性,使得湍流强度增加,致使换热效果得到改善。     

非能动余热排出热交换器数值模拟

用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻的认识,有助于分析其自然循环能力,为非能动余热排出系统的有效运行提供参考。     

管壳式换热器流场三维数值模拟

采用多孔介质方法 ,在PHOENICS 3 3程序的基础上建立了换热器的三维流动计算模型。引入体积穿透率、表面穿透率、分布阻力等来描述换热器内的管束。模型通过计算Halle等[1] 的实验工况来进行验证 ,并尝试用于计算 2 0 0MW低温供热堆主换热器内的流场     

同位素热源火灾事故环境模拟试验及仿真分析

为考核空间同位素热源火灾事故安全性,开展了同位素热源火灾模拟试验及数值仿真研究。提出了同位素热源火灾模拟试验及试验系统设计的相关方法;对热源火烧环境热响应特性进行了数值仿真,探讨了预热阶段产品表面辐射率、对流换热系数等的影响,以及运输及发射剖面火灾事故热源热响应特征;基于仿真结果开展了某空间同位素热源火灾模拟试验。结果表明,预热阶段,产品温度主要受目标预热温度、表面辐射率等因素影响;火烧阶段,产品烧蚀层温度上升较快,发射场事故下热源各层温升速率较运输事故下的大,但放射性同位素芯块仍处于安全温度;试验中火焰呈火羽流形态,具有大尺度 低频率扰动特征,火焰熄灭30 min后,热源表面温度降至约180 ℃,整体结构良好。     

Numerical Simulation of Fluid Flow and Heat Transfer of Supercritical Fluids in Fuel Bundles

A supercritical water-cooled reactor (SCWR) was proposed as a kind of generation IV reactor in order to improve the efficiency of nuclear reactors. Although investigations on the thermal-hydraulic behavior in SCWR have attracted much attention, there is still a lack of CFD study on the heat transfer of supercritical water in fuel channels. In order to understand the thermal-hydraulic behavior of supercritical fluids in nuclear reactors, the local fluid flow and heat transfer of supercritical water in a 37-element fuel bundle has been studied numerically in this work. Results show that secondary flow appears and the cladding surface temperature (CST) is very nonuniform in the fuel bundle. The maximum cladding surface temperature (MaxCST), which is an important design parameter for SCWR, can be predicted and analyzed using the CFD method. Due to a very large circumferential temperature gradient in cladding surfaces of the fuel bundle, the precise cladding temperature distributions using the CFD method is highly recommended.     

转运通道中燃料组件自然对流传热特性试验研究

针对燃料组件滞留转运通道期间的自然循环传热过程开展了试验研究。获得了承载器顶角区域加热棒的试验数据,并拟合出传热经验关系式。计算结果与试验结果比较表明,该关系式能较好地计算顶角区域加热棒顶部局部努塞尔数Nu。并通过试验数据证实了在相同的燃料棒热流密度和承载器进口水温条件下,最靠近承载器顶角位置的1号棒的传热能力最差,壁温最高。     

竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟

为深入研究超临界水的传热特性,利用计算流体力学（CFD）软件,完成了国际原子能机构(IAEA)关于竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟的标准题计算,得到了与试验值符合较好的结果。通过研究发现：剪切应力输运（SST）模型可较好地反映超临界水的传热特性,但对网格敏感,需适当的网格相匹配,适当值的选取可能与超临界水所处的状态有关。这些结论对超临界水传热特性的数值模拟有指导意义。     

乏燃料贮存格架流固耦合参数的数值模拟

乏燃料贮存格架是储存乏燃料组件的重要设备。在地震载荷下,其响应是非线性的,可能产生滑移、颠覆等。发生地震时,存在于格架间隙内的流体耗散了结构的能量,保证了格架的完整性。本文使用3/10缩比模型,利用CFD软件Fluent进行了乏燃料贮存格架2D瞬态分析。计算过程中利用动网格方法模拟格架强迫振动,并进行了参数不确定性分析。利用CFD瞬态流体力分别获得了双Ⅱ区、双Ⅰ区格架附加质量矩阵。利用同轴圆柱体附加质量的计算解与解析解进行对比验证,证明了本文计算方法的准确性。本文计算所得的附加质量矩阵可为乏燃料贮存格架结构动态软件提供流固耦合参数。     

非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。