堆芯燃料组件流阻特性模块式与整体式三维数值模拟方案比较

组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配,对堆芯的设计起到至关重要的影响。为提高验证堆芯燃料组件特性的求解精度及效率,本文针对燃料区6类燃料组件中的两类进行模块式及整体式三维数值模拟,获得了两类组件的流阻特性,并用相同条件下的全组件试验结果进行了对比。结果表明:推广至堆芯所有燃料组件流阻特性预测,模块式所需计算时间约为整体式的1/6,但整体式三维数值模拟所得压降与试验结果吻合度高,误差较模块式小。最后深入研究了流速及温度变化对流阻特性的影响。该研究为后续各类组件的流阻特性研究方法选取提供技术支持。     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆（CENTER）,采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明：在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

AP1000堆芯围筒组件在空气中动态特性试验研究

通过堆芯围筒组件模拟件(1:1)的动态特性试验,可以获得AP1000堆内构件堆芯围筒组件在空气中动态特性(固有频率、阻尼比和对应的振型)。本试验采用多输入多输出(MIMO)试验方法进行模态试验,获得了堆芯围筒组件前6阶的固有频率、阻尼比与相应的振型。试验结果为建立反应堆设备系统模型及堆芯围简组件流致振动分析提供可靠的固有特性参数。     

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

碎片对燃料组件流动阻力影响的试验研究

压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。     

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。     

基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究

基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。     

棱柱式高温气冷堆堆芯间隙旁流模拟研究

棱柱式高温气冷堆的堆芯由燃料组件砖块分层、分区垒砌组成,考虑到加工误差以及结构装配,组件之间需要保证一定尺寸的间隙,形成的间隙流道将分流一部分堆芯冷却剂流量,简称间隙旁流。间隙旁流是堆芯结构以及堆内构件设计需要分析的重要因素,为了研究其对于反应堆热工流体性能的影响,采用商用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)程序ANSYS CFX针对MHTGR-350(Modular High-Temperature Gas Reactor 350 MWt)堆型堆芯活性区内流动、传热的复杂现象开展三维数值模拟,通过建立组件砖块、燃料孔道、冷却剂通道以及间隙流道的详细模型,计算得到区域内的流量分配以及温度分布情况。选取关键参数开展敏感性分析,结果显示:进入狭长间隙流道的冷却剂流量主要由堆芯的结构布置以及间隙的尺寸大小决定,间隙越大、旁流占比越大,冷却效率越差,燃料的局部温度越高。同时,在反应堆运行寿期内,间隙尺寸将随着组件形变而发生变化,引起堆内温度分布以及出口温度发生波动,间隙越大引起的波动幅度也越大,不利于堆芯运行的安全性和稳定性。     

快堆组件稠密棒束数值模拟

为详细研究快堆组件稠密棒束中的冷却剂流动方式,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行了三维数值模拟,并与已公开发表的文献结果进行了对比。由计算结果可知：计算得到的摩擦系数结果在Re为35885～61354时与试验结果符合较好;从中心到外围,横向流和轴向流在不同的方向和位置呈现出不同的流动特性。根据模拟结果可更准确地预测棒束通道内的流动情况,可为今后稠密棒束组件水力学设计和子通道内流量测量试验提供参考。     

基于CFD方法格架局部阻力系数计算模型研究

为了研制高性能燃料组件,定位格架的阻力特性直接关系到燃料组件的热工性能和水力相容性。本文针对5×5规模的定位格架,从流动阻力的基本原理出发,利用CFD方法研究并建立了格架局部阻力特性的理论计算模型,并对计算结果进行验证。结果表明,基于计算模型获得的格架局部阻力系数与直接模拟结果基本一致,验证了计算模型的准确性。     

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学（CFD）方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆（FFTF）,建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。     

基于多孔介质和等效热导率模型的快堆乏燃料组件传热特性数值分析

乏燃料组件在运输或转运过程中,组件会裸露在传热较差的气体介质内,需关注其散热性能。为模拟乏燃料组件的传热特性,采用多孔介质模型模拟组件的流动阻力,并利用等效热导率模型模拟组件内部的传热。由于自然对流条件下乏燃料组件内部流动符合层流假设,在多孔介质阻力模型中忽略了惯性力项的作用。将等效热导率模型的模拟结果与SNL-LMFBR实验结果进行对比,证明了该模拟方法的有效性。计算结果表明,在水平放置工况下乏燃料组件温度轴向呈对称分布,在竖直放置工况下轴向呈非对称分布,乏燃料组件的高温区域向组件上方偏移。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

钠冷快堆六角形组件换热特性分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中,会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值,本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明：可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化,简化模型能满足计算精度要求。将计算结果与实验研究结果进行对比分析,结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氩气环境下的换热。六角形燃料组件在氩气中的换热分析中,辐射换热具有重要的影响,实验工况下辐射换热占总换热量的36%～57%。     

CEFR堆芯组件安装方式对组件间流量分配的影响

为研究堆芯组件安装方式对组件间流量分配的影响,通过CFD数值模拟软件FLUENT,对中国实验快堆(CEFR)1型小栅板联箱上的7盒组件在22种安装情况下进行三维数值模拟。由计算结果可知,组件在22种布置情况下的流量与设计值的相对偏差为0.41%~2.03%。根据计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配,可为今后CEFR的组件安装方式提供参考。     

秦山核电厂反应堆燃料组件的流量平衡试验研究

本文描述了对我国第一台自己设计建造的三十万千瓦压水堆核电站采用的燃料组件之间的流量平衡进行了一系列的水力特性试验研究,合理地解决了燃料组件上方四种不同结构部件间的阻力匹配,把燃料组件之间的冷却剂流量偏差调整在1％以内。同时,通过实验改进了阻力塞部件的结构设计,确定了反应堆堆芯上栅格板的开孔尺寸,测定了各种不同形式燃料组件的出口阻力系数,为秦山核电厂反应堆的热工设计和结构设计提供了可靠的实验依据。     

快堆燃料组件少棒替代方法研究

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。     

熔盐球床堆堆芯入口热工水力特性数值分析

堆芯入口流场设计是小型固态燃料熔盐堆系统项目内容之一,它对反应堆结构的稳定性、堆芯温度和流场分布有着非常重要的影响。研究了熔盐流道流通面积变化对堆芯入口温度、流场分布及压降的影响,优化熔盐流道几何结构。以小型熔盐球床堆模型为研究对象,取符合实际边界条件的输入参数,通过改变熔盐流道流通面积,使用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用程序Fluent 16.0对堆芯入口内熔盐的热工水力特性进行数值模拟。在考虑实际下反射层流道的流通面积占比最大为18.14%下,研究了熔盐流道流通面积占比在区间[0,15.00%]变化。结果表明,堆芯活性区熔盐最高局部热点温度随熔盐流道流通面积比的增大而增高;堆芯入口内的压降随下反射层熔盐流道流通面积比的减小而增大;在径向方向上流进孔道的熔盐流速随着孔道远离堆芯位置而增大。本研究可为小型固态燃料球床熔盐堆优化设计提供一定的参考价值。