基于RELAP5的典型压水堆再淹没壁面蒸汽对流换热模型研究

基于FLECHT SEASET再淹没实验,评价RELAP5程序再淹没模块的合理性。研究表明,现有的RELAP5程序在模拟再淹没实验低流速工况时,低估了燃料包壳的峰值温度。结合典型压水堆再淹没过程的特点,考虑蒸汽流动状态和棒束结构的影响,对壁面蒸汽对流换热模型进行修改,建立适用于典型压水堆再淹没过程的壁面蒸汽对流换热新模型。改进前后程序对包壳峰值温度的计算结果对比,验证了新模型的合理性。     

重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律。结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等。在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长。     

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。     

5×5均匀加热棒束底部再淹没实验研究及热工安全分析程序评价

核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故（Loss of Coolant Accident,LOCA）是反应堆安全的重要研究对象之一，LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台，本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数，探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响，使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算，总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明：1）再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进；2)RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s；包壳峰值温度（Peak Cladding Temperature,PCT）总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度（Critical Heat Flux,CHF）换热阶段与实验值相比误差较大，问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据，也可用于评价和优化热工...     

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。     

堆芯功率分布对CCTF试验再淹没现象影响的评价研究

以圆柱形堆芯试验装置（CCTF）为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序（RELAP5）和自主化堆工设计与安全分析程序（LOCUST）,开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2（Run54）试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故（LBLOCA）中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。      

竖直与倾斜条件下3×3棒束通道内流场数值模拟研究

为了研究竖直及倾斜条件对堆芯热工水力特性,采用RANS模拟对棒束通道进行了数值模拟,分析了静止及倾斜条件下棒束通道内流场特征及温度分布。模拟结果表明:在入口流速相同的情况下,倾斜会使棒束通道间隙处主流速度略微减小,且倾角越大,间隙处主流流速越大。倾斜条件使得棒束通道内温度场分布发生改变,随着倾斜角度的不断增大,主流最大温度不断增加,导致棒的壁面温度增大,不利于反应堆安全。     

矩形窄通道再淹没现象实验和数值研究

在反应堆发生大破口事故时,再淹没阶段可以有效地降低燃料元件温度,防止堆芯熔毁。为了预测再淹没过程中板状燃料元件的换热特性,进行了竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程的实验研究。针对实验工况,基于商用软件CFX,通过耦合分析加热板和流体的方法研究竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程。通过将数值模拟结果与实验结果进行对比,评价了相关模型的适用性,并验证了计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法在预测再淹没过程的有效性。基于验证后计算模型,对壁面初始温度、入口流速对再淹没过程的影响进行了分析,获得了相关初始条件对壁面温度变化的影响规律。     

定位格架对再淹没传热的影响

采用21根束棒元件研究定位格架对再淹没传热的影响。测量了元件壁温、塌陷液位、液体夹带的瞬态变化过程,研究了流道外壳温度对再湿速度的影响。试验表明,再淹没过程中,定位格架下游的元件表面温度明显下降,骤冷前,定位格架下游的传热系数比上游高,特定工况下,可高出70%,定位格架对传热的影响程度随试验参数及距骤冷前沿位置的不同而不同;影响范围约为100至150mm。试验的参数范围为:入口欠热度为15～80℃;初始壁温400～610℃;入口淹没率15～60mm/s;加热功率0～0.25kW/m;系统压力为常压。     

钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

棒束再淹没传热试验研究

采用21根束棒元件研究系统压力对再淹没传热的影响。试验参数范围为:系统压力为0.1—0.4MPa,入口淹没率为14.5—39.5mm·s~(-1),加热功率为0-0.116kW·m~(-1),初始壁温为380—540℃,入口水温为25-40℃。实验结果表明:再湿速度、传热系数和骤冷温度随系统压力的增加而增加。     

圆管通道底部再淹没过程实验研究

为验证和优化再淹没模型,通过实验研究了圆管通道内再淹没阶段流动换热特性,获得了不同工况下壁面温度的变化规律,实验工况范围为：入口冷却剂流速3~15 cm/s、入口过冷度15~75 ℃、初始壁面峰值温度340~600 ℃、实验压力0.2~0.4 MPa、加热功率1.3~2.3 kW/m。分析了初始壁温、冷却剂入口温度、入口流速及加热功率对骤冷时刻与骤冷温度的影响。结果表明,骤冷时刻与骤冷温度均随初始壁温、冷却剂入口温度以及加热功率的增加而增加,随入口冷却剂流速的增加而减小。     

矩形窄缝通道内再淹没过程骤冷温度研究

反应堆失水事故后，堆芯再淹没过程是维持燃料元件完整性以及缓解事故严重程度的重要手段之一。骤冷温度是再淹没过程关键参数，对了解再淹没过程先驱冷却与骤冷过程有着重要意义。本文基于双面加热的矩形窄缝通道试验装置，研究了矩形窄缝通道内再淹没过程，探究了初始壁面温度、加热功率、冷却剂流速、冷却剂过冷度、压力等对骤冷温度的影响，并通过量纲分析手段，提出了矩形窄缝通道内骤冷温度预测模型。结果表明，骤冷温度随初始壁面温度、加热功率、压力的升高而升高，与冷却剂流速与入口过冷度相关性较小，提出的骤冷温度预测模型预测效果良好。     

重力注水流动不稳定现象关键影响因素实验研究（英文）

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却水过冷度对流动不稳定现象的影响。研究结果表明,根据冷却水注入流量的变化,重力注水流动不稳定现象可以分为3个阶段:冷却水初次注入阶段、冷却水逐出阶段和冷却水再注入阶段。在一定的加热棒初始温度、实验本体出口形阻和高位水箱液位的情况下,增大实验本体入口形阻减小了流动不稳定现象的发生次数和持续时间,同时也降低了冷却水注入流量,并最终导致一段时间内冷却水注入出现了停滞。增大加热功率加快了冷却水的沸腾,缩短了单相流动的时间,降低了系统的稳定性。提高系统压力减小了冷却水和蒸汽的密度差,提高了冷却水的吸热能力,抑制了冷却水的沸腾,提高了系统的稳定性。增大冷却水过冷度提高了冷却水的吸热能力,降低了空泡系数,延长了压力震荡的周期,提高了系统的稳定性。相关结果可以为核反应堆非能动安全系统的评估提供参考。     

含掉块缺陷燃料棒的热力性能模拟研究

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引入数值模拟计算,完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热力学性能模拟结果,完成MPS缺陷尺寸对燃料棒热力性能的敏感性分析。模拟结果表明,MPS缺陷会造成燃料棒中心温度升高,并且在包壳内外表面上出现拉压应力交替的现象;MPS缺陷尺寸越大,该影响越显著。较大的掉块尺寸会对反应堆运行过程中燃料棒的结构完整性造成威胁,应引起注意。     

环形燃料流量分配比范围研究

针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式,基于计算流体力学（CFD）方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型,通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比（φ）的取值范围进行了研究。计算结果表明：内外包壳温差与内外通道出口温差均随着φ的增大而减小;当φ≤0.72时,外包壳内部径向温度曲线斜率在包壳表面附近出现陡变;0.86≤φ≤1时,包壳内部温度变化均匀,无温度陡变现象,且内外包壳温差小于8 ℃,内外通道出口冷却水温差小于10 ℃。综合考虑环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和包壳的机械安全性,确定了φ的取值范围为0.86～1。     

不溶性粒状腐蚀产物在压水堆堆芯内沉积的数值模拟

在反应堆运行时,由于燃料棒、堆内构件等部件会受到高压过冷态的冷却剂的腐蚀冲刷的影响,会产生许多不溶性腐蚀产物。利用FLUENT软件模拟不溶性粒状腐蚀产物在堆芯燃料棒流域里沉积分布。对液相采用标准k-ε模型预测通道内流场与近壁面区域的湍流变化,对腐蚀产物颗粒物采用DPM模型(离散相模型)来跟踪颗粒的运动轨迹。研究发现:在堆芯流域腐蚀产物颗粒在对称面附近形成高浓度区域,在入口段腐蚀产物颗粒浓度比出口段高。在包壳入口段表面呈大面积附着沉积,这会改变堆芯中子通量分布和包壳材料的热导率,引起堆芯轴向功率偏移;而在包壳出口段表面呈点状沉积,这会导致包壳出现点蚀现象。点蚀区域会引起传热恶化,破坏包壳完整性。针对腐蚀产物颗粒沉积规律和堆内组件的腐蚀特点,提出定时定点、针对局部强化清理等缓解措施。     

5×5棒束通道局部阻塞流场实验研究

棒束燃料元件受辐照发生肿胀或弯曲变形易导致局部阻塞事故,可能造成局部冷却剂蒸干,严重威胁燃料包壳的完整性。因此有必要针对局部阻塞条件下棒束通道内的流场及阻力特性进行研究。本实验采用粒子图像测速（PIV）技术对局部阻塞条件下5×5棒束通道的流场特性进行了可视化测量,获得了不同类型子通道（边、角、中心子通道）在阻塞条件下的流场及压力数据。结果表明,漩涡在阻塞物两侧壁面生成,沿壁面增大到一定程度后脱落,并在下游形成回流区。随着阻塞率的增大,漩涡的尺寸及影响范围不断增大;随着雷诺数的增大,漩涡从阻塞物附近不断向下游扩散。流道内局部阻力系数随阻塞率的增大呈非线性增加趋势。     

矩形窄缝通道底部再淹没实验研究

为了解矩形窄缝通道在失水事故（LOCA）下底部再淹没过程中的热工水力特性,在不同实验条件下开展再淹没实验研究。矩形窄缝通道由2块因科镍合金焊接而成,本研究根据温度变化曲线分析底部再淹没过程,计算并对比不同实验工况下的骤冷前沿的推进速度（骤冷速度）,以及研究实验参数对再淹没过程的影响。实验结果表明,底部再淹没骤冷速度随着系统压力增大、进口流速增大、初始壁面温度降低以及冷却水过冷度的增大而增大。对比分析底部与联合再淹没工况,结果表明流量相同的情况下,底部再淹没的骤冷速度大于联合再淹没。本文研究为板状燃料元件反应堆事故预防以及事故缓解等研究奠定了基础。      

稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。