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。     

秦山核电厂反应堆整体模型水力试验

应用相似原理,根据工程需要,采用1:5比例设计整体水力模型。对堆芯与上腔室几何形状,经过工程分析,考虑欧拉准则Eu与雷诺准则Re关系,在Re数等于自模Re数时(模型Re取10~5,足够保证自模),可使模型的欧拉数(阻力系数)与原型的相等。堆芯由模拟燃料组件组成以模拟原型的阻力系数,这些组件由具有同心流动通道的正方形横截面的铝棒制造。模拟燃料组件的个数、排列方式与原型相同,使流量分布数据有一一对应关系。所有模拟燃料组件在整体水力试验之前,逐个按阻力系数相等于原型的阻力系数进行标定。对工程设计的两块实心比为0.438和0.7的流量分配板进行了试验,测量了堆芯流量分布并归并成归一化流量分布,还测量了从反应堆进口,经堆芯到上腔室出口的模型各部分阻力系数。通过试验分析和比较,选择实心比为0.7的流量分配板,其堆芯流量分布对应的下腔室流量分配分因子为1.05,和工程取值一致,也和国外数据相符,它可用于秦山核电厂反应堆设计。     

秦山核电厂反应堆整体模型水力试验

应用相似原理,根据工程需要,采用1:5比例设计整体水力模型。对堆芯与上腔室几何形状,经过工程分析,考虑欧拉准则Eu与雷诺准则Re关系,在Re数等于自模Re数时(模型Re取10~5,足够保证自模),可使模型的欧拉数(阻力系数)与原型的相等。堆芯由模拟燃料组件组成以模拟原型的阻力系数,这些组件由具有同心流动通道的正方形横截面的铝棒制造。模拟燃料组件的个数、排列方式与原型相同,使流量分布数据有一一对应关系。所有模拟燃料组件在整体水力试验之前,逐个按阻力系数相等于原型的阻力系数进行标定。对工程设计的两块实心比为0.438和0.7的流量分配板进行了试验,测量了堆芯流量分布并归并成归一化流量分布,还测量了从反应堆进口,经堆芯到上腔室出口的模型各部分阻力系数。通过试验分析和比较,选择实心比为0.7的流量分配板,其堆芯流量分布对应的下腔室流量分配分因子为1.05,和工程取值一致,也和国外数据相符,它可用于秦山核电厂反应堆设计。     

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。     

反应堆压力容器下封头三维流场计算

精确分析反应堆压力容器下封头内流体流动特性是进行堆内结构优化设计和堆芯热工水力设计的前题.实验测定堆芯入口的流量分配耗费大量的人力物力,增加了设计成本.本文用计算流体软件CFX5.4.1计算反应堆压力容器下封头三维流场、压力分布以及堆芯入口流量分配.结果表明,理论计算与实验结果具有很好的一致性.理论计算的方法已经具有非常实际的工程应用价值.     

一回路腔室结构对自然循环铅基快堆堆芯流量分配特性影响研究

堆芯流量分配特性是自然循环铅基快堆热工水力设计的重要内容,一回路腔室几何结构是影响堆芯流量分配特性的重要因素之一。利用计算流体力学方法(Computational Fluid Dynamics,CFD)模拟小型模块化自然循环铅冷快堆(Small Modular Natural Circulation Lead-cooled Fast Reactor-10 MW,SNCLFR-10)一回路流场,分别研究一回路上腔室提升筒高度、中心测量柱半径及长度,下腔室深度、纵横比以及导流结构高度对堆芯流量分配特性的影响特性。研究结果表明:改变提升筒高度、中心测量柱半径及长度对堆芯流量分配特性影响较大;改变反应堆下腔室深度和下腔室纵横比对堆芯整体流量和流量分配特性所造成的影响不显著;在反应堆下腔室加装角状凸起形导流结构可有效改善下腔室流场,但无法有效改变堆芯流量分配特性。     

秦山核电站二期反应堆堆芯流量分配数值分析

获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600 MW反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管段入口流量等影响因素进行了敏感性研究。分析结果表明,双环路工况入口流量对堆芯入口流量分配影响较小;与双环路工况相比,单环路运行工况时流动特性显著变化,导致流量分配状况差异较大;堆芯入口流量再分配因子为0.05,与原型设计参数吻合。计算结果证实所采用研究方法有效,可为相关反应堆工程设计验证提供依据。     

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。     

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。     

CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验研究

反应堆堆芯入口流量分配是反应堆水力性能研究的重要内容之一,其与堆芯热裕量和燃料组件燃料棒的流致振动密切相关,从而影响反应堆的运行。CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验是验证CAP1400反应堆结构设计与分析的一个重要环节,旨在验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度。本文通过1/6比例模型试验,获得无均流板结构工况和带均流板结构3种工况（均匀流量工况、非均匀流量工况、偏回路流量工况）下CAP1400反应堆堆芯入口流量分配结果,并进行了各工况下流量分配均匀程度的分析。试验结果表明,CAP1400反应堆堆芯入口具有较好的流量分配效果。     

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。     

堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值研究

以国产百万千瓦级压水堆核电厂(CNP1000)的反应堆整体水力实验模型为对象,以实验工况为边界条件,开展堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值计算研究。使用计算流体力学(CFD)方法,通过堆芯流场验证计算和下腔室导流围筒多种孔径的流场计算分析,获得详细的堆芯内部流场流速与压力的分布情况,确定下腔室导流围筒对燃料组件入口流量分配、堆芯入口压力分布以及堆芯下腔室交混特性的影响,为堆芯内部结构的优化设计提供依据。     

中国实验快堆全堆芯流量分配计算与试验

针对中国实验快堆(CEFR)堆芯和一回路的设计特点,开发水力特性计算程序DAEMON,完成不同工况下的全堆芯流量分配计算,给出流量分配不均匀性等参数。在反应堆调试阶段,进行全堆芯流量分配试验。结果表明,程序计算值与试验值符合较好。在此基础上,验证了CEFR堆芯的流体力学设计,并为反应堆调试和运行提供了基础数据。     

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。     

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。     

反应堆下腔室涡流引起堆芯流动不稳定性试验研究

压水反应堆各个环路中的冷却剂在下腔室发生剧烈湍流交混,下腔室腔体内产生大量涡流,会导致堆芯燃料组件入口流量随机震荡,引发堆芯瞬态流动不稳定性,可能影响到反应堆热工、结构安全或传热性能。本文对反应堆内燃料组件区域流动特性开展研究,通过水力学试验手段获得反应堆堆芯在多种运行工况下,下腔室安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的堆芯燃料组件入口流量脉动数据,试验结果表明,流量分配裙对下腔室涡流的抑制效果明显,在碎涡整流作用下,堆芯流量脉动明显降低;随着运行环路数的减少,下腔室流场对称性降低,涡流增强,堆芯流量脉动明显增大;下腔室涡流还会对堆芯入口流量分配均匀度造成不利影响,流量脉动偏大区域对应的流量分配因子明显较小。     

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。     

4×4燃料组件考验装置小破口失水事故分析

采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行了分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为（选取当量直径为φ４ｍｍ小破口）。分析结果表明：在发生当量直径为φ４ｍｍ的小破口失水事故下，考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全，且不会危及高通量反应堆。     

基于环形燃料的低温供热堆热工水力特性数值模拟研究

为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的孔隙率、渗透率以及惯性阻力系数通过对1组环形燃料组件精细化CFD模拟结果,采用多孔模型进行拟合得到。典型运行工况的计算结果表明：针对复杂几何采用多孔介质模型简化能大幅提高计算的经济性,多孔介质模型能正确反映参数整体分布趋势,堆芯入口最大流量分配不均匀系数为1.07。本文研究结果对基于环形燃料组件的低温供热堆中热工水力安全设计具有参考价值。