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%。     

对CANDU燃料组件结构的一维瞬态辐射程序开发与验证

在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分。特别是在出现了系统失压/失流事故时,辐射换热将会成为保证燃料安全的主要冷却手段。本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序。程序中采用将燃料元件棒转化为同心圆环的方式简化辐射角的计算,并加入了隔层辐射模型,使模型更加贴近实际。采用分别将程序中的几个模块的计算结果与CFX计算结果对比的方式来达到程序验证的目的,验证结果显示程序RHTPB具有良好的表现,能够满足于反应堆安全计算的需要。     

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。     

燃料转运通道内水平自然循环流动的数值研究

利用FLUENT程序,对阻滞于转运通道内的乏燃料组件在水平自然循环流动下受到的冷却过程进行了研究。采用数值模拟的方法研究了组件滞留位置、转运通道长度、运输机构的机械结构等因素对冷却效果的影响。通过对模拟结果进行比较,揭示了水平自然循环流动冷却机制的主要影响因素,为核安全研究热工水力学分析提供了必要的依据。根据流动换热过程的分析结果,提出了运输机构的改进建议,并通过数值计算证明了改进设计方案可有效地提高组件的热工安全冗余度。     

燃料组件5×5格架多跨模型CFD模拟方法研究

本文详细描述了某典型燃料组件5×5格架模型CFD分析的几何模型简化、网格划分、求解及后处理等过程。在5×5结构单跨模型上研究了弹簧刚突对搅混特性及压降的影响,并采用简化弹簧刚突的5×5格架模型实现了包含11层格架的多跨模型计算。单跨模型计算结果表明,弹簧刚突结构强化了横向流动,利于换热,Nu提高了8%,但弹簧刚突格架模型较简化弹簧刚突模型压降损失增加了40%。多跨模型计算得到了多层格架全程流动换热特性,为燃料组件自主研发中定位格架数量及布置的设计优化以及DNB预测计算提供了有效的CFD分析方法。     

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。     

液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金（LBE）具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先,采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟,对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型,评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明,Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。     

非均匀辐照环境下燃料组件变形的初步数值模拟

以典型17×17燃料组件为研究对象,考虑非均匀快中子环境、材料辐照效应等因素,基于一定的假设与简化,初步实现了燃料组件整体辐照变形的三维数值模拟。模拟结果表明,在所设定的较大快中子注量和快中子注量梯度作用下,燃料组件仍具有较低的整体应力水平,但其引起的燃料组件辐照变形会对控制棒落棒和燃料组件装卸造成一定影响。     

钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

管内过冷流动沸腾CFD模型参数敏感性研究

采用CFD方法对燃料组件进行过冷流动沸腾数值模拟研究是反应堆热工水力分析的一项重要内容。本研究使用STAR CCM+基于欧拉双流体模型结合壁面沸腾模型对管内过冷流动沸腾进行数值模拟,得到了壁面温度、主流温度及空泡份额的分布。基于实验结果对网格模型、湍流模型、壁面沸腾模型及相间作用力模型的参数设置进行了敏感性分析。研究结果表明,对于欧拉双流体模型,并非网格量越多结果越准确,加热面第1层网格的高度对结果影响显著。湍流模型和曳力模型对计算结果影响较小,非曳力中的湍流耗散力及升力对结果影响较大。Li Quan或Hibiki Ishii汽化核心密度模型与Kocamustafaogullari气泡脱离直径模型组合对壁面温度及空泡份额的计算较准确。本研究可为反应堆燃料组件内过冷流动沸腾数值模拟提供参考依据。     

Study on Two-phase Flow in Fluid Channel of Lead-based Fast Reactor Based on OpenFOAM

In order to study the thermal-hydraulic characteristics of two-phase flow caused by the special thermal properties of lead/lead-bismuth in lead-based fast reactors, the influence of bubble in fluid channel on the heat transfer capacity and safety of the core was simulated. In this paper the open source CFD calculation software OpenFOAM was adopted, and the numerical simulation was applied based on VOF method to construct a common triangular channel model in lead-based fast reactor. By simulating the two-phase flow of the coolant channel, it is found that as the flow rate increases, the outlet temperature of the coolant decreases. In the flow process of the gas-liquid two-phase flow in the channel, it can be found that the gas phase basically flows inside the channel. In the simulation of the fuel assembly, the corner channel is an area with a large amount of bubbles, which will cause the local heat transfer to deteriorate and cause the fuel assembly to burn out.     

基于OpenFOAM的铅基快堆流体通道内两相流研究

为研究铅基快堆中铅/铅铋的特殊热物性导致的在两相流情况下的热工水力特性,模拟流体通道中空泡存在对堆芯的输热能力以及安全性的影响,本文采用开源的CFD计算软件OpenFOAM,应用基于VOF方法的数值模拟,构建了铅基快堆中常见的三角形通道模型,通过与子通道程序的验证和单相条件下实验的校核,检验了所用代码的准确性,并对堆内冷却剂通道的两相流进行了模拟。模拟结果表明：随着两相流流速的增大,冷却剂出口温度降低。气液两相流在内通道流动过程中,气相基本在通道内部流动。随着轴向高度的升高,气泡会在内通道的中心区域聚合;燃料组件的角通道是气泡含量多的区域,会造成局部传热恶化,导致组件烧毁。     

转运通道中燃料组件沸腾传热的试验研究

在压水堆换料过程中,乏燃料组件要通过水下通道完成从反应堆厂房到乏燃料水池的运输。为获得乏燃料组件在换热条件较恶劣的承载器顶角区域的传热特性,开展了试验研究,测量得到了2 400～20 000 W/m²不同热流密度下承载器顶角区域3根燃料棒顶部的沸腾换热系数,并拟合得到沸腾传热关联式。研究结果可为今后工程应用中评估燃料组件在转运过程中的热工安全状态和表面最高温度提供参考。     

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。     

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。     

带格架四棒束超临界水流动传热数值分析

棒束内超临界水流动传热是超临界水堆堆芯热工水力研究的重要内容,但对其认识还十分有限。本文针对四棒束内超临界水的流动传热现象开展数值模拟,特别分析了定位格架对棒束通道内流动和传热的影响。结果表明,采用SSG湍流模型计算所得到的棒束壁面温度和实验结果吻合良好,定位格架的存在影响下游流体的速度分布,显著提高格架下游的传热特性,交混系数有大幅上升,使得加热棒周向壁面温度分布更加平均,最高温度出现位置发生改变。     

球床内流动与传热特性等效模型的优化研究

提出研究球形燃料元件水冷堆热工-水力问题的等效模型方法。运用计算流体力学软件对窄间隙带环肋片细棒束结构进行三维建模、网格划分和流动传热模拟计算,得到表观流速在0.076~0.334 m/s范围内的压降和换热系数,并与已有的球床实验数据进行比较。根据比较结果对等效模型几何参数进行优化,得到最优等效模型。研究结果表明:最优等效模型与球床的流动与传热特性一致,从数值方法上证明采用等效模型方法对球形燃料元件水冷堆热工-水力问题进行研究是可行的。