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。     

三角形排列的紧密栅元棒束内流动行为的数值模拟

对三角形排列紧密栅元通道内的空气湍流流动进行了数值研究,系统考察了涡粘性和雷诺应力两类湍流模型模拟紧密栅元通道内流动特征的适用性.结果表明:SSG雷诺应力模型对流动有较好的模拟,这说明湍流各项异性的模拟在紧密栅元中十分重要;不同雷诺数和几何结构下的模拟显示,二次流的大小和雷诺数的相关性不大.但随着棒间距和棒径比(P/D)的增大,二次流减小.     

紧密栅棒束子通道间周期性大尺度涡的CFD模拟

为准确评估紧密栅棒束子通道间的搅混现象,采用开源计算流体力学（CFD）软件OpenFOAM 2.0并基于k-ω的显式几何雷诺应力湍流模型对两种子通道内的周期性大尺度涡结构进行模拟,研究了紧密栅子通道间周期性大尺度涡波长、峰值频率等参数的变化规律。结果表明,周期性涡结构存在一个很强的峰值频率,其平均最大频率随雷诺数（Re）呈线性增加,但其平均波长（λ）不随Re变化,只与子通道的结构参数有关;周期性涡结构导致两个子通道间存在很强的周期性的流动震荡,是紧密栅子通道湍流搅浑得到强化的主要原因。      

稠密栅元内湍流流体的流动传热

本文对稠密栅元内的湍流流动和传热特性进行了分析。首先利用实验数据对计算结果进行了验证,然后分析了Re和P/D等参数对稠密栅元内的摩擦阻力系数和传热系数的影响。Re和P/D均会对稠密栅元内的流动传热特性产生显著影响,但传统的理论模型无法描述P/D对栅元内的摩擦阻力系数和传热系数的影响。P/D=1.03是一临界点,这种条件下的稠密栅元内的流动和传热是最安全的,也是最高效的。此时核反应堆的功率和系统的传热能力可同时达到最大。     

不同棒束结构稠密栅元通道内的湍流CFD研究

采用URANS（UnsteadyReynoldsAveragedNavierStokes）方法对不同棒束结构稠密栅元通道（P/D=1.001～1.2）内的湍流流动进行CFD模拟。研究分析了不同Re（Re=5000~215000）的湍流流动的主流速度、壁面剪应力、湍动能等参数。研究表明：在较稠密的棒束（P/D<1.1）通道内,P/D的变化对子通道内主流速度和剪应力分布均有较大影响。本文的模拟结果也验证了在达到临界P/D前（即使δ/D<0.011）,交混因子Y和δ/D成反比关系。对于固定的棒束结构（P/D=1.062）,当Re达到一定值（Re=9600）时,子通道内主流速度和剪应力分布对Re的变化不敏感。     

稠密栅元棒束内流动行为的CFD数值模拟

国内针对稠密栅元组件内流体的流动和传热特征展了大量的实验研究,但目前仍缺乏对稠密栅元通道内冷却剂流动特性的全面认识.本文对矩形和三角形稠密栅元通道内的空气湍流流动进行了数值研究.结合实验数据,系统地验证了涡粘性和雷诺应力两类湍流模型模拟稠密栅元内流动特征的适用范围.结果表明:SSG雷诺应力模型对流动有较好的模拟,但在棒壁窄缝处的计算结果与实验数据存在较大的差距;在y+<20时,SSG模型对近壁面区域网格的疏密不敏感;在y+较小时,二阶ω模型出现数值震荡.     

稠密栅元内湍流流体的数值模拟

采用CFD软件Fluent对37棒束内的湍流流体进行了分析。利用实验数据对计算结果进行了验证,分析了棒 棒间隙的减小对稠密栅元内局部流动、传热和相干结构的影响。稠密栅元的临界P/D（棒间距/棒直径）约为1.03。随着P/D减小,相干结构和流体交混先增加然后迅速衰减。当通道间隙非常小时,相干结构运动非常弱以至于可将其忽略。其流速、壁面剪应力和壁面温度的波动也非常小,但其参数的空间分布的差异非常明显。     

新型栅元湍流流动及涡结构数值模拟

本文利用非稳态雷诺平均模拟(URANS)对非均匀壁厚新型栅元中的准周期性大尺度涡结构和湍流流动特性进行了模拟和分析。结果表明:新型栅元的对流换热能力优于传统栅元的;增加周向角可强化涡结构强度;随周向角的增大,新型栅元摩擦阻力系数呈现先减小、后趋于恒定的变化趋势,而传热系数则会在达到极小值后略有上升。     

紧密排列螺旋绕肋燃料组件典型栅元研究

选取在通道形状、热工水力特性等方面接近原型组件的典型栅元,是反应堆的研究设计中重要的一环。通过适用于紧密排列螺旋绕肋组件的数值模拟方法,分析棒束规模对热工水力特性的影响。数值计算结果表明:与原型组件217棒束相比,19棒束组件的"冷壁效应"、"边壁效应"已经较弱,当量直径、阻力压降、中心通道无量纲质量流速、热通道的传热系数等关键参数的偏差小于13%,确定反映原型组件热工水力特性的典型栅元为19棒束组件。     

棒束燃料组件特征栅元CFD方法研究

AFA-3G燃料组件中存在典型栅元和控制棒导向管栅元两种特征栅元,定位格架搅混翼的排列也具有一定的规律性.本文采用计算流体力学(CFD)方法,分别针对两种特征栅元,从第一类子通道和第二类子通道的角度,沿程评价其交混性能.质量交混与热交混紧密联系又相互区别,第一类子通道质量交换较强,但从传热角度,二者性能相当.AFA-3...     

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.     

细棒稠密栅格参数优化设计

细棒稠密栅格相对于常规栅格具有一定优越性,燃料棒束按正三角形栅格紧密排列,能提高堆芯燃料所占体积份额,使堆芯具有较高的功率密度。在分析堆芯性能与栅格参数关系的基础上,以ABV-6M反应堆为例,提出堆芯功率密度和冷却剂流速两个目标函数。利用遗传算法对燃料元件的棒径、棒间距进行了多目标优化计算,将优化结果与文献中堆芯参数对比。对比结果表明,细棒稠密栅格对提高堆芯功率密度、改善堆芯性能是有效的。     

环形燃料棒束再淹没行为实验研究

环形燃料是一种可在维持或提升安全裕度的前提下大幅提高反应堆经济效益的新型压水堆燃料,由于其双面冷却的特点,环形燃料在LOCA再淹没阶段的热工水力行为与传统实心燃料存在显著差异。现有关于环形燃料再淹没行为的实验研究鲜有报道。本研究基于自主设计的高温环形电加热棒建立了环形棒束再淹没实验装置,开展了3×3环形棒束底部再淹没实验研究,探究了环形棒束再淹没典型物理过程及不同工况下再淹没关键参数的变化规律。结果表明,环形棒束再淹没物理过程与传统实心棒束类似,且内外通道的骤冷前沿推进和传热模式变化趋于同步。在同一时刻下,环形棒内外壁面间存在温度梯度。骤冷前沿推进速度随再淹没速度和过冷度的增大而增大,随峰值包壳温度和线功率密度的增大而减小。此外,定位格架在低流速、低过冷度与高壁温工况下能显著提升下游的骤冷前沿推进速度。     

稠密带缠绕丝棒束阻力特性研究

为获得稠密布置燃料组件的阻力系数,应用稠密带缠绕丝棒束进行实验研究,拟合阻力系数关系式,并将关系式与经典Rehme关系式进行比较分析。结果表明Rehme关系式不适用于本实验棒束。同时应用计算流体力学(CFD)方法、剪切应力输运模型(SST)湍流模型对实验进行模拟,获得棒束内部的流动形式、压力场和沿程阻力系数,并与实验结果进行对比。结果表明CFD方法可作为预测稠密带缠绕丝棒束单相流动阻力系数的参考。     

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。     

稠密栅元不同子通道内湍流流动的RANS和URANS模拟

本工作采用RANS和非稳态雷诺平均纳维斯托克斯模拟（URANS）方法对稠密栅元内典型子通道——中心通道和壁面通道内的湍流流动进行CFD模拟。研究分析了稠密栅元子通道内的不同周向角度的主流速度、壁面剪应力、湍动能等参数。将模拟计算结果和实验测量结果进行对比,结果表明：RANS模拟在采用各向异性的湍流模型的情况下能较好地模拟P/D较大的稠密栅元通道,但对于P/D较小（P/D<1.1）的稠密栅元通道,CFD结果和实验数据存在较大差距。相比之下,URANS方法可模拟紧密栅元子通道间隙区的大尺度、准周期的流动振动,从而和实验数据拟合良好。推荐采用雷诺应力湍流模型(SSG,ORS)进行RANS模拟,而采用SAS湍流模型进行URANS模拟。     

PIV and CFD Study of Turbulent Flow Behavior in Rod Bundle

At the downstream of the spacer grid in a PWR fuel assembly, local disturbance damps out along the flow direction and the flow returns to stable eventually. The turbulent flow and mixing behavior of the coolant are key factors affecting the economy and safety of a nuclear reactor, and need in-depth investigations. In the present paper, the turbulent flow of water in a 3×3 rod bundle was studied using PIV (particle image velocimetry) and CFD. First-order mean velocity and second-order turbulent statistics were obtained. It is found that the velocity in the central subchannel is higher than that in the gap region, but the streamwise root-mean-square velocity behaves inversely. Large-scale flow pulsation induced by the strong streamwise velocity gradient between adjacent subchannels, is observed in the rod bundle, and the wave length increases with Reynolds numbers. In addition, the measured turbulent mixing coefficient is 10% higher than that predicted by the Castellana correlation for PWRs, but this deviation reduces with the increase of Reynolds numbers.