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。     

铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明：包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。     

绕丝棒束组件低流速时摩擦阻力实验研究

钠冷快堆在事故停堆余热排放期间,堆芯组件内钠流为自然循环流动,流速很低,因此准确确定绕丝棒束组件低流速时的摩擦阻力系数对钠冷快堆非能动余热排出系统的设计具有重要意义。本文以水为流动介质,准确测量了37棒和19棒绕丝棒束组件在低流速（Re<1 000）时的摩擦阻力系数。实验结果表明,随着流速的降低,绕丝棒束组件的摩擦阻力系数迅速升高,流动从层流向过渡流转变时,摩擦阻力系数有明显跃升。将实验测量值与绕丝棒束摩擦阻力系数经验公式的计算结果进行比较,发现在低流速时,经验公式计算结果较实验测量值明显偏小,同时经验公式计算的绕丝棒束层流向过渡流转变的临界Re较实验值偏大。     

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%。     

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%。     

低衰变功率乏燃料棒喷淋冷却实验研究

本文基于超设计基准事故,建立1套乏燃料水池喷淋冷却实验装置,选用5×5电加热棒束模拟局部乏燃料组件,分析当乏燃料水池池水完全排空状况下,维持乏燃料包壳温度在300℃时所需的最小喷淋流量密度以及周围棒束对单棒的影响效果,并开展了低衰变功率下的喷淋冷却实验。结果表明:单棒加热功率小于25 W的加热棒束无需额外冷却操作,仍处于安全状态。分别采用流量密度2.393、2.950、3.876(m~3/h)/m~2进行喷淋冷却,可使单棒加热功率为100、125、150 W的加热棒束最高温度稳定在300℃左右。目标棒外围第1、2层棒束对其温度影响较大,第3层及其以外的加热棒束对目标棒的影响较弱。     

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。     

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。     

定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝螺距比定位绕丝数量及定位绕丝形状对温场流场的影响更大,定位绕丝螺距小于200 mm时,进出口压降大幅增加,表面换热系数增加,温度不均匀度大幅降低;随着定位绕丝数量增加,进出口压降线性增加,表面换热系数变化不大;圆形定位绕丝可以以较小截面积达到与方形定位绕丝相似的效果,梯形定位绕丝对流场影响不如矩形定位绕丝。     

钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析

利用CFD程序CFX,分别对7、19、37、61根棒组成的三角形排列螺旋绕丝定位的钠冷快堆燃料组件棒束通道进行了热工水力特性的分析研究,并将结果与子通道程序SuperEnergy进行了对比验证。重点考察了棒束通道轴向流动分布、横向流交混效应及子通道轴向温升,分析了定位绕丝的影响。结果表明,绕丝对棒束通道的横向流交混效应、轴向流动分布及子通道温升有着重要影响,且随棒束的增多,通道内的流动趋向复杂化,轴向流动不均匀性有升高趋势。     

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。     

CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析

本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。     

燃料转运通道热工水力学实验设计与失真分析

燃料组件滞留转运通道期间的自然循环冷却过程涉及复杂的流动和传热现象,需对转运通道内燃料组件的热工安全问题开展研究。通过对转运装置流动和传热过程进行分析,确定燃料组件表面最高温度位置与对应的运行工况,完成了基于取样的实验模型设计。建立了针对转运通道的相似准则,对实验模型进行了失真分析。分析结果表明,实验模型保守,可用来评价转运装置中燃料组件的热工安全状态。     

小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析

铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100?MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型，对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示，当阻塞率β达到0.6时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右，而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右，包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃，此时最热组件内将出现包壳熔化现象。      

恰希玛核电厂乏燃料自然循环冷却分析

利用ＲＥＴＲＡＮ－０２程序对乏燃料自然循环冷却进行了分析。计算结果表明，恰希玛核电厂乏燃料池冷却系统失效后，只要在１９个小时内修复冷却系统，不会出现大量放射性物质外泄。     

Transient experiments on fast reactor core thermal-hydraulics and its numerical analysis: Inter-subassembly heat transfer and inter-wrapper flow under natural circulation conditions

Sodium experiments were conducted on core thermal-hydraulics simulating a scram transient of a large scale fast breeder reactor using the test facility PLANDTL-DHX with seven fuel subassemblies. The influence of inter-subassembly heat transfer on temperature distribution in the subassembly was revealed via measurements. The flow in the gap between neighboring subassemblies called inter-wrapper flow (IWF) was also studied in relation to its capability of cooling the subassemblies. A computational model is presented for predicting the transient without IWF. The multi-dimensional numerical analysis model employs an empirical correlation to simulate mixing effects between adjacent subchannels. It was shown that the present computational method could evaluate the transient behavior of thermal-hydraulics in the subassemblies accurately from forced to natural circulation accompanied by inter-subassembly heat transfer and flow redistribution in the subassembly. The cooling effects of IWF on the fuel subassemblies were found in spite of natural circulation flow reduction in the primary loop attributable to temperature decreases in the upper non-heated section in the core. The inter-wrapper flow can effectively cool the core under extreme conditions of low flow rates through the core.     

定位格架与子通道压力损失预测模型研究

定位格架与子通道压力损失的准确预测对定位格架和压紧系统设计以及临界热流密度关系式开发有着至关重要的影响。本文通过对典型定位格架结构识别,研究了典型定位格架子通道划分依据,重点研究了定位格架压力损失与子通道压力损失之间的关系以及子通道内各设计特征,包括不同设计的弹簧、刚凸、搅混翼、导向翼、条带等引起的压力损失特点。通过对子通道内各设计特征进行合理简化与抽象,以经典水力学阻力结果为基础,等效为圆管内具有一定倾角的平板,从而建立了子通道压力损失预测模型,进而建立了定位格架压力损失预测模型。计算结果显示模型能准确预测试验值。     

The SABRE code for fuel rod cluster thermohydraulics

This paper describes the capabilities of the SABRE code for the calculation of single phase and two phase fluid flow and temperature in fuel pin bundles, discusses the methods used in the modelling and solution of the problem, and presents some results including comparison with experiments.The SABRE code permits calculation of steady-state or transient, single or two phase, flows and the geometrical options include general representation of grids, wire wraps, multiple blockages, bowed pins, etc. Transient flows may be calculated using either semi-implicit or fully implicit time solution methods and the temperature distributions within the fuel pins are determined as well as the velocity and temperature of the coolant. Two phase flows are calculated using a homogeneous boiling model, with the possibility of a specified slip between the two phases. General inlet boundary conditions are available (including pressure, velocity, total mass flow) and these may vary linearly with time; the outlet boundary condition is taken as constant pressure. The treatment of grids allows for irreversible head losses at entry and exit. The wire wrap model introduces a grid resistance tensor with its principal axes along and perpendicular to the wire, resulting in a very satisfactory modelling of inducement of swirl.The derivation and solution of the difference equations is discussed. Emphasis is given to the derivation of the spatial differences in triangular subchannel geometry, and the use of central, upwind or vector upwind schemes. The method of solution of the difference equations is described for both steady state and transient problems. Together with these topics we consider the problems involved in turbulence modelling and how it is implemented in SABRE. This includes supporting work with a fine scale curvilinear coordinate programme to provide turbulence source data. The problem of modelling boiling flows is discussed, with particular reference to the numerical problems caused by the rapid density change on boiling.The final part of the paper presents applications of the code to the analysis of blockage situations, the study of flow and power transients and analysis of natural circulation within clusters to demonstrate the scope of the code and compare with available experimental results. The comparisons include the calculation of a flow pressure drop characteristic of a boiling channel showing the Ledinegg instability, examples of overpower and flow rundown transients which lead to coolant boiling, and calculation of natural circulation within a rod cluster.     

快堆组件数值模拟研究

为详细研究快堆组件棒束中的流动换热特性,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行三维数值模拟。结果表明,在流量为10.92~18.67 kg/s时,计算得到的压降与已公开发表文献结果的相对偏差小于3.41%。内子通道的相对温度升高,呈现出周期为1/3螺距的波动,内子通道的局部温度比子通道程序SUPERENERGY计算的结果更高。根据模拟计算结果可更为准确地预测棒束通道内的流动换热情况,为今后组件棒束热工水力学设计提供参考。