基于JFNK的两流体三流场两相流模型的全隐算法研究

目前以两流体三流场两相流模型为数学模型的核反应堆安全分析程序大都采用半隐数值算法，数值稳定性受声速库伦特值的影响。少数以两流体三流场模型和全隐数值算法为基础的程序，采用经典牛顿迭代法求解，雅克比矩阵形成具有一定的难度。为了改善数值算法的稳定性且避免书写雅克比矩阵，一种无需形成雅克比矩阵的牛顿-Krylov迭代法（Jacobian-free Newton-Krylov,JFNK）被用于两相流全隐数值算法。两流体三流场两相流模型分别对汽相、液相和液滴相建立守恒方程，使用基于交错网格和有限体积差分全隐式离散守恒方程，线性方程组使用JFNK算法求解，当相缺失时，给缺失相一个很小的份额，以解决使用三流场模型计算单相、两相两流场时遇到的数值问题。程序模拟了Ransom水龙头数值基准题、过冷沸腾实验和Dryout传热实验，以验证了数值处理的可行性、数值算法的精度以及程序计算单相、单相到两相过渡以及两相流型之间过渡的可行性和模型计算精度。结果表明：数值算法精度较高，在从单相水、泡状流、弹状流、环雾流、弥散流等流型过渡时都表现得很好。     

非稳态流体力作用下两相流管束流弹失稳研究

流弹失稳会引起传热管振幅过大而发生磨损破坏,是两相流作用下蒸汽发生器管束流致振动的重要机理。为了较为准确地预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速,对试验测量的两相流非稳态流体力进行参数拟合,建立了气-水两相流作用下单管的动力学模型。通过无量纲化,运用Galerkin方法对方程变量进行离散后,联立求解方程得到了不同空泡份额的临界流速。数值结果表明,数值解与试验测得失稳临界流速较为吻合,验证了该模型可用于两相流传热管临界流速的预测。      

用集总参数法分析低含汽量自然循环回路汽液两相流稳定性

采用集总参数法分析低含汽量自然循环回路汽液两相流稳定性。描述热工水力现象的系统方程由均流模型偏微分守恒方程经集总参数平均导出，高含汽量常微分方程解程序包ＬＳＯＤＥ被用来解以常微分方程表征的系统方程，与清华大学核能技术研究院为分析５ＭＷ低温核供热堆热工水力特性而设计运行的两相流稳定性实验结果比较表明，采用集总参数法分析低含的自然循环回路两相流密度波振荡及其有关非线性现象是有效的。     

LEVEL SET输运方程的求解方法及其对气-液两相流运动界面数值模拟的影响

用数值模拟方法来研究气-液两相流动与传热现象是当今多相流领域的一个热门课题。由于两相流固有的复杂性,气-液两相流界面迁移现象的数值模拟一直是两相流研究中的一大难点。本文介绍了捕捉气-液两相流相界面运动的水平集方法(Level Set)及其研究进展,介绍了求解Level Set输运方程的3种方法,即一般差分格式、Superbee-TVD格式和Runge-Kutta法-5阶WENO组合格式。结合主流场的求解,分别用这3种方法对4种典型相界面在5种流场中的迁移特性进行了模拟计算,并对计算结果进行了比较和分析。结果表明,Runge-Kutta法-5阶WENO组合格式求解LevelSet输运方程的效果最好,在以后的计算中将主要采用这种组合格式来进行气-液相界面输运方程的求解。     

两相流模型在直流蒸汽发生器热工水力分析中的比较研究

根据组成气液两相流基本场方程数量所反映的流动与传热特性的不同,两相流方程分为三方程、四方程、五方程和六方程模型,结合流动压降模型、传热模型、两相相互作用模型以及流动工质的状态参数和结构材料热物性等辅助关系式,可很好地对蒸汽产生系统进行设计和研究分析。本文分析了不同数量的两相流场方程的特点和局限性,结合直管式直流蒸汽发生器实验装置,分别选取最佳估算程序中4种不同的两相流场方程计算模型进行流动传热计算分析,重点比较了强制流动的单相过冷水被加热至单相过热蒸汽过程中的压力与传热特性,从而给出不同场方程的两相流模型在分析具有较大相变过程中的差异性,验证了RELAP5程序和RETRAN-3D程序计算分析直流蒸汽发生器的能力。结果表明,RELAP5程序的六方程模型更适合模拟直流蒸汽发生器。     

两相横流作用下的旋转三角形管束流弹失稳研究

为了较为准确的预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速，采用试验测量的两相流准稳态流体力系数，对单向流的准稳态模型进行扩展，建立了气-水两相流作用下的旋转三角形管束中间悬臂自由管的动力学模型，运用Galerkin方法对方程变量进行离散后，求解特征方程得到了不同空泡份额的临界流速，并运用龙格-库塔法求解动力学方程得到位移时程响应。数值结果表明，临界流速随着空泡份额的增大而增大，且所建模型计算结果与试验测量值较为吻合。因此，本研究所建模型可用于两相横流作用下的旋转三角形管束流弹失稳临界流速预测。      

矩形小通道内空气-水两相流动均相流模型研究

在机玻璃竖直矩形通道内,以空气和去离子水为工质获得实验数据。据此对竖直矩形小通道内均相流模型的适用性进行评价。结果表明,采用McAdams两相粘度时均相流模型及Chen等提出的修正均相流模型能较好用于1.41 mm间隙通道压降的预测,平均绝对误差分别为10.92%和12.20%;采用McAdams两相粘度时均相流模型对于3 mm间隙通道在两相雷诺数Re大于6000时平均绝对误差为10.04%,但气-液两相Re较低时预测偏差较大。通过实验数据分析得到了均相流模型适用于3 mm间隙通道的范围;针对两相Re较低的区域拟合得到了新的经验关系式,其预测值与实验值符合较好。     

管束外垂直上升汽液两相流沸腾传热特性的数值模拟

以唐琦琳的管束外垂直上升汽液两相流沸腾传热试验台为原型,进行基于CFX的管束外垂直上升汽液两相流沸腾传热特性数值模拟,得出了不同入口温度、热流密度、质量流速下管束外狭窄通道的热工水力特性。沿管束高度流体温度的模拟结果与实验结果的最大相对偏差为3.5%,从而证明了数值计算的有效性和正确性。在此基础上,探讨了汽液两相流速度分布、沸腾压降与含汽率及其影响因素。     

基于界面跟踪与两流体模型的耦合模型对金属液柱碎化的数值模拟

针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复杂多相流过程。该模型中,对于动量场,流体根据界面尺度分为连续相和离散相。连续相界面通过VOF/PLIC方法进行捕捉,离散相表面积浓度分布通过表面积输运方程模拟。耦合模型的控制方程通过MCBA-SIMPLE算法求解。使用该模型对金属液柱的流动和碎化过程进行模拟,并与实验观测结果进行对比,同时还对液柱碎化速率模型和金属液滴初始直径的影响进行了探讨。结果表明:原液柱碎化模型对液柱贯穿深度有所高估;金属液滴初始直径的选择将对熔融物的冷却效率造成显著影响。     

混合物漂移流模型的数值稳定性

当相间的相对运动明显地不需要考虑时,漂移流模型可以用来描述两相流动系统。在这些模型中,相间的相对速度由取决于流动形式的半经验模型来描述。混合物漂移方程的数值稳定性对不同的半稳式时间相关的离散方法进行了考察。考虑了与具有代表性的流动型式相关的漂移流关系式,得到了基于这些关系式的解析形式的稳定限制。解析形式的稳定限制通过在预测的稳定边界领域内的数值计算进行了验证。表明稳定限制是时间和对相对相速度选用的     

低含汽量两相临界流动的研究

本文为深入了解压水堆失水事故,在低含汽量工况下的流动过程,对Ricbter两相流模型进行了改进,并利用分析和数值方法讨论了描述两相临界流的数学模型及具有热力学失衡特性的低含汽量的两相临界流动。研究结果表明,两相临界流模型的结构方程应包含场变量的导数项。虚拟质量力对临界流量的影响不大,但对流动参数的分布影响很大,关于相间能量传递的描述,本文也提出了改进的设想。     

压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究

为研究压水堆核电厂管道泄漏特性，基于一维两流体数值模型，耦合了等温气泡生长模型，提出了一种两相临界流模型，该模型考虑了临界流过程中的亚稳态流体核化与非平衡传质。该模型通过一种显式差分格式的算法加以实现。通过与相关实验数据进行对比计算可知，本文模型具有较高的计算精度与计算效率。利用该模型对两相临界流流动与传质过程进行了理论分析，结果表明，流体过冷度对流动与传质过程具有显著影响，而流体入口压力仅影响流动过程。本研究建立的两相临界流模型可为管道与压力容器泄漏安全性分析提供参考与理论基础。      

采用两相流漂移通量模型的DRIFT系统分析程序

本文概述了水堆核电站安全分析中使用的两相流模型。介绍了以两相流非平衡态漂移通量模型为基础编制的一维管路系统分析程序 DRIFT,并给出了用该程序分析管路系统的具体算例。     

蒸汽发生器一维传热的适定性研究

使用了适定性的数学理论———特征线方法 ,对蒸汽发生器中的一维瞬态两相流传热进行了分析研究 ,目的是为了了解其数学物理本质。根据分析结果 ,蒸汽发生器二次侧的两相流传热是适定的。同时 ,根据这个结果分析得到了求解蒸汽发生器一维传热方程的逆风有限差分格式是稳定的。     

管束间多维两相瞬态流动数值模拟

提出一种用于管束间多维两相瞬态流动问题的两流体计算模型及方法。通过引入多孔介质和分布阻力的概念建立拟连续介质的两流体N-S方程,并在多维交错网格上采用全隐格式离散方程,应用强隐式算法(SIP)求解代数方程组。为验证该算法,对釜式再沸器实验进行数值模拟,计算结果与实验值符合较好,表明该算法在数值上可以克服两相不稳定性,适用于模拟管束间多维两相瞬态流动。     

棒束中高含气量空泡份额计算模型适用性的研究

在子通道分析程序中,空泡份额计算模型对两相流的分析预测结果有显著影响.在较高含气率条件下,空泡份额计算模型在子通道分析程序COBRA中的适用性并没有经过充分的验证.本文用COBRA程序中自带的空泡份额计算模型与选自文献的4个空泡份额模型,对4×4棒束的气.液两相流进行子通道分析.结合实验数据,选取相对焓升和相对质量流速比,对预测结果进行分析评估.结果表明,在本文的计算范围内,Dix模型和滑速比S=1.5时的滑速比模型的预测结果最优.     

两相流动的基本方程与压降计算

两相流动的各种现象在液体冷却的反应堆内是极端重要的。例如,在强制循环的沸水堆中,当流量再分配和传热受堆芯部压降影响强烈时,确定其两相压降则尤为重要。本文以常用的均匀流模型和分离流模型为例,讨论了两相流动的基本方程。此外,介绍了考虑流体的性质、汽水混合物的重量含汽量 x 以及质量流速等影响的几个近代计算二相压降的方法。     

COSINE子通道均相流分析程序的研发

COSINE一体化软件包的子通道安全分析程序cosSubc基于子通道控制体三维网格模型,采用轴向及横向的热工水力控制方程,包括两流体和均相流两种求解算法。本文介绍了子通道均相流程序的物理模型和数值算法,并用cosSubc均相流程序和参考程序COBRA-TF分别对典型1 000MW核电厂稳态算例进行计算分析,结果表明:cosSubc均相流程序与COBRA-TF吻合较好,具备堆芯子通道的热工水力计算能力。     

压水堆自然循环比例模化基本方程及相似准则数的研究

在分析压水堆自然循环特性基础上,以漂移流模型作为两相流模型,从独立的单相和两相方程出发,通过无量纲化处理,获得一组相同的无量纲化方程组,从而获得能够适用于单相和两相的相似准则数.同时,对自然循环现象模拟的本质以及准则数的物理含义进行了分析说明,并就模拟初始数值的选择,流动不稳定性模拟、传热及临界热流密度模拟等方面进行了分析.     

5MW核供热堆自然循环两相流流动特性分析

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区,饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程,得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布,系统循环流量及流动稳定性都有很大影响,且系统压力越低,过冷沸腾及闪蒸的影响越大;在相当宽的两相流动条件下,加热段中只发生过冷沸腾;揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。