基于熵产分析的铅-铋冷却带绕丝燃料棒束热工水力特性研究

为了从设计和运行的角度对铅-铋冷却快堆燃料组件的热工水力特性进行分析,基于有限体积法对铅-铋冷却的19根带有绕丝结构的燃料棒束进行数值模拟。对于不同质量流量、热功率下燃料组件流动及传热特性展开分析。并通过熵产分析方法,对不同工况下冷却剂熵产特性及热力学不可逆性进行研究。结果表明：二次流以及熵产分布在轴向上均呈现出周期性变化;入口速度是影响二次流以及熵产分布的主要因素;在保证结构安全的前提下,适当增加冷却剂流速有利于提高冷却剂的热经济性能。     

横摇运动下铅铋回路热工水力特性数值研究

为研究横摇运动下铅铋回路系统热工水力特性,利用商用CFD软件开发了铅铋回路系统的计算模型以及横摇运动的计算方法,并采用实验数据对数值计算结果进行了验证,其中,横摇运动流量的最大偏差在3%以内。计算结果表明,横摇运动会使回路系统的自然循环流量发生周期性波动,流量波动的周期与运动周期一致,波动的幅度会随着横摇运动最大幅度的增大、运动周期的减小而增大,在最大摇摆角20°摇摆周期7.5 s工况下流量的瞬时波动最大达到了140%,并在一些时刻产生倒流现象。横摇运动也会让系统的流动和传热特性参数发生周期性的瞬时波动,这种波动的规律与自然循环流量的波动规律相似,其中Nu的最大瞬时波动达到了515%,最大时均波动可达66%。本研究获得的结果对横摇运动下的铅铋回路系统设计优化具有重要的工程应用价值和科学意义。     

基于CFD方法的铅铋冷却燃料棒束的热工水力特性分析

铅铋冷却快堆作为第4代反应堆候选之一具有安全性高等特点,研究其在正常工况下的热工水力特性具有重要意义。本文基于商用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,使用流固耦合的方法对带有绕丝结构的19棒束铅铋组件进行数值分析,探究了质量流量、功率等边界条件对组件内部流动传热特性的影响。模拟计算结果表明:CFD方法在子通道中心温度和壁面温度预测上与实验结果取得了较好的一致。同时,绕丝结构的存在使得子通道之间存在周期性的横向交混,并使得棒束表面温度呈现震荡。随质量流量的增加,子通道间横向交混增大。功率变化对通道间的横向交混速度的影响较小,冷却剂温度的横向分布无明显差异。     

铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发

针对铅铋冷却沸水快堆（PBWFR）主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型,并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究,并重点模拟了无保护超功率事故（UTOP）。计算结果表明:PBWFR在稳态时具有足够的安全性,但在UTOP中,功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值。      

运动条件下铅铋反应堆热工水力特性研究

为研究运动条件下铅铋反应堆热工水力特性,开发了运动条件铅铋反应堆瞬态分析系统程序,并完成了对设计的5 MW自然循环小型模块化铅铋反应堆的建模,分析了运动条件对反应堆自然循环热工水力特性的影响。计算结果表明,倾斜条件下,堆芯流量减小,堆芯出口温度升高,在计算最大倾斜角度下,流量减小20%,冷却剂堆芯出口温度升高20 ℃。起伏条件下,起伏幅度和起伏周期越大,对反应堆影响越大,由于系统阻力影响,流量变化较起伏加速度有小于1 s的延时。摇摆条件下,摇摆角度越大和摇摆周期越小,对反应堆影响越大,燃料包壳峰值温度较稳态值高20 ℃以内,对反应堆正常运行时安全性影响较小。     

快堆带绕丝环形燃料棒热工水力特性分析

环形燃料棒具有内外两个冷却表面,与传统棒状燃料棒相比,可充分带走燃料芯块产生的热量,有效降低燃料棒表面温度,提升反应堆安全性。通过数值模拟的方法为钠冷快堆建立稳态工况下的环形燃料棒相关数学物理模型,在保持采用绕丝定位方式的基础上,改变绕丝缠绕的位置及数量,对比分析不加绕丝、外绕、内绕、内外绕四种模型对钠冷快堆环形燃料棒温度场、流场、压力场的影响。研究表明：绕丝对流场具有充分搅混的作用,可增加冷却剂的流速,对燃料棒热量导出具有促进作用;采用内外绕时环形燃料棒整体性能最佳,环形燃料棒最高温度为768.2 K;绕丝的引入及绕丝数量的增加,均会引起压降的增加;内外绕时内外流场压降最大,但均在其安全裕度范围内。     

铅铋冷却绕丝燃料组件横流特性分析

准确预测绕丝棒束通道内的横向流动特性是开展铅铋冷却快堆热工水力安全分析的基础。本文采用数值模拟的方法分析了液态铅铋工质下单绕丝和多绕丝燃料组件内的横流特性。分析结果表明,单绕丝组件的中心子通道横流流速最大不超过主流流速的19%,且横流方向和二次流中心随着高度周期性变化;单绕丝组件中,当绕丝与子通道交界面重合或垂直时,中心子通道界面横向流量和横流交混指数趋于零或达到峰值;在单绕丝组件结构一定的情况下,横流交混指数在湍流区对Re不敏感,而与组件结构参数存在较大相关性;多绕丝组件中心子通道界面上的横流存在两个相反的流向。     

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队（XJTU-NuTheL）长期致力于计算流体动力学（CFD）方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟（LES）及直接数值模拟（DNS）高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括：构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。     

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m2。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。      

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

基于CFD方法的棒束通道内临界热流密度预测

为研究棒束通道内临界热流密度现象,采用基于对气、液两相分别建立基本守恒方程的欧拉两流体六方程模型和改进的壁面热流密度分配模型,利用CFD商用软件FLUENT 14.5对捷克大型水介质实验回路上开展的临界热流密度（CHF）实验进行数值模拟。通过计算获得CHF发生前、后计算域内重要热工水力参数的分布及CHF发生值,将CFD计算获得的CHF与实验测得值进行对比,结果表明,大多数工况的偏差在±30%以内,证明了欧拉两流体模型结合改进的壁面热流密度分配模型对CHF预测的准确性。本研究可为复杂结构的CHF预测提供依据。     

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.     

管型对波动管热分层现象的影响分析

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管管型对热分层现象的影响,提出采用螺纹管来减弱热分层的措施。利用计算流体力学（CFD）分析方法,对升温、升压阶段波动管原型和改进模型的热分层现象进行数值模拟,得到两种模型不同波动流速下沿波动管轴线方向的截面最大温差分布以及流场分布。对比分析结果表明：波动管结构由光管改为螺纹管后流场紊动加强并出现涡流,冷热流体间的混合增强,与原型相比可使波动管的截面温差减小约1/3,从而有效地减弱热分层的影响。     

控制棒水压驱动系统落棒减速部件三维流场分析

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆研制的新型内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速部件是水压驱动系统的关键部件之一,在保证落棒时间的前提下,通过其对落棒过程进行减速,降低控制棒快速落棒过程的冲击力,避免控制棒十字翼的变形和损坏。本文分析了控制棒水压驱动系统落棒减速机理,利用CFD软件FLUENT对驱动系统水力减速箱流道进行了三维流场数值分析,并分析了对应不同落棒位置水力减速箱流道在不同边界条件下的流场分布特性。在流场分析结果的基础上计算得到了水力减速箱侧壁孔流道和底部缓冲腔流道流量系数随落棒位移的变化,将该结果与驱动系统落棒减速理论模型联立,获得了控制棒落棒位移曲线,理论计算结果同冷态落棒性能实验结果符合得很好,从而验证了流场分析结果的正确性,在此基础上分析了落棒过程减速箱内外差压和落棒速度与水力减速箱流量系数的关系,为控制棒水压驱动系统落棒减速部件的设计和优化提供了指导。     

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.     

Effective Thermal Property Estimation of Unitary Pebble Beds Based on a CFD-DEM Coupled Method for a Fusion Blanket

Lithium ceramic pebble beds have been considered in the solid blanket design for fusion reactors.To characterize the fusion solid blanket thermal performance,studies of the effective thermal properties,i.e.the effective thermal conductivity and heat transfer coefficient,of the pebble beds are necessary.In this paper,a 3D computational fluid dynamics discrete element method(CFD-DEM) coupled numerical model was proposed to simulate heat transfer and thereby estimate the effective thermal properties.The DEM was applied to produce a geometric topology of a prototypical blanket pebble bed by directly simulating the contact state of each individual particle using basic interaction laws.Based on this geometric topology,a CFD model was built to analyze the temperature distribution and obtain the effective thermal properties.The current numerical model was shown to be in good agreement with the existing experimental data for effective thermal conductivity available in the literature.     

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...     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

VVER型反应堆堆芯流量分配与组件冷却剂温升CFD分析

利用计算流体力学程序CFX对VVER-1000型反应堆三维流场进行模拟,并计算了热组件冷却剂的温升。结果表明,燃料组件流量分配系数最大值为1.12,最小值为0.92;热组件流量分配系数约为0.97;偏离工况条件下,热组件冷却剂温升均高于当前温升预警限值ΔTt。该分析结果可为核电站运行中ΔTt的设定提供参考。     

水力驱动控制棒步进缸三维流场数值模拟

应用计算流体力学程序CFX5对水力驱动控制棒步进缸内部的三维流场进行了计算和分析。结果表明：步进缸内大部分区域流体流速较小,压力较高,且变化不大,发生明显变化的部位主要分布在步进缸底部水管入口及截面突变处、内外套对孔处和排气孔处。