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。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

反应堆安全分析过程中,获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象,运用计算流体力学(CFD)方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析,获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明:两泵高速对称入口条件下,燃料组件流量分配系数最大值为1.032,最小值为0.934,且流量整体分布呈现"中间大、边缘小"的特点;一泵高速非对称入口条件下,下封头流动漩涡增强,燃料组件流量分配的不均性增大;下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022,下封头冷却剂混合能力不足。     

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。     

模化流速对反应堆整体水力学特性影响的研究

本文采用理论分析和数值模拟方法对反应堆1/3缩比模型的整体水力学特性进行了研究,主要分析不同模化流速对反应堆的压降、入口流量分配及下腔室交混特性的影响,理论和模拟分析结果表明:当流速满足反应堆模型雷诺数大于临界雷诺数条件时,堆芯前的流动进入自模区,不同流速对整体水力学特性无明显的影响。本研究结果可为反应堆整体水力学实验模化流速的选择提供依据。     

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。     

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。     

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。     

压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析

压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。     

自然循环反应堆流量分配优化研究

由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。     

自然循环反应堆流量分配优化研究

由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。     

摇摆条件下小型反应堆堆芯入口流量分配特性数值分析

为研究摇摆条件下小型反应堆强迫循环时堆芯入口处冷却剂的流量分配特性,采用数值计算的方法,使用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+建立小型反应堆模型,完成模型验证,开展摇摆条件下反应堆堆芯入口流量分配特性研究。结果表明,堆芯入口位置距摇摆轴的距离越大,摇摆幅度越大,堆芯入口冷却剂流量波动越大;长周期摇摆对流量影响较小,但随着摇摆周期减小,冷却剂流量会发生跃变。堆芯入口冷却剂分布不均匀程度随摇摆幅度的增加而增加,但对摇摆周期变化并不敏感。     

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。     

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。     

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线.反应堆整体实验模型的比例为14.模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极.实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成.实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数.     

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。     

双环路压水堆非对称入口条件下物理-热工特性研究

双环路压水堆存在反应堆入口流量、温度不对称的非正常运行工况。本文建立了基于CFD方法的反应堆整体三维流场模型,并耦合中子动力学计算程序和RELAP5程序,对这种非对称入口条件下的反应堆物理-热工特性进行了数值模拟。结果表明：反应堆入口流量不对称会加剧堆芯入口流量分配的不均匀性,并进一步导致局部功率变化,对反应堆安全不利;在入口温度不对称的条件下,冷却剂在下腔室的混合非常不充分,并导致堆芯入口温度分布不均匀,引起局部功率变化较大,对反应堆安全不利。     

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.     

ACPR1000~+反应堆整体水力特性数值分析与比较

对1:5缩比的反应堆整体水力模拟试验模型进行计算流体动力学(CFD)分析,获得反应堆压力容器内各部分的压力损失和堆芯入口流量分配参数,并与试验数据进行对比分析,验证采用当前CFD分析方法研究反应堆内压降和流量分配等水力特性的正确性。     

基于CFD方法的反应堆流量分配结构的优化设计

采用商用软件ANSYS CFX12.1对反应堆压力容器内流体区域进行计算流体动力学(CFD)分析,获取了相关结构的压降、堆芯入口流量分布和交混特性等参数,研究球形和格架两种不同流量分配结构形式对堆芯入口水力特性的影响,通过结构参数的优化,确定最终流量分配结构设计方案。     

控制棒导向管外流道旁流特性实验研究

冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导向管外侧流道阻力特性实验研究,在不同流量工况下获得了分段压差,并进一步拟合了雷诺数与阻力系数的关系式。实验结果表明,导向管外侧流道压力损失主要集中在堆芯下栅格板处,当反应堆额定工况运行时,单组导向管外侧流量仅为0.196 m³/h。