一种适用于钠冷快堆绕丝棒束组件热工水力特性分析的多孔介质模型

为准确预测钠冷快堆堆芯三维热工水力参数分布同时降低计算资源需求,基于表征体元概念建立了针对绕丝棒束组件的三维多孔介质模型,根据组件几何结构特点将冷却剂与固体壁面间的相互作用力分解为分布式阻力,引入包含湍流搅混传热、流体导热和燃料棒导热的有效传热系数模型刻画组件的径向传热。采用日本东芝公司核能工程实验室37棒液态钠冷却绕丝棒束组件实验进行模拟计算,数值计算结果与实验结果对比发现,基于论文提出的多孔介质模型可以在多种工况下较好地复现实验结果。因此,本研究提出的多孔介质模型可用于钠冷快堆绕丝棒束组件三维热工水力参数分布预测。     

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。     

乏燃料贮存格架热工水力分析

通过计算流体力学的方法对新型国产乏燃料贮存格架进行热工水力分析,评估新型CPR乏燃料贮存格架在乏燃料池中的局部热工性能,计算在最大水力阻力下,包含放热量最大的乏燃料组件的格架贮存单元的局部最高温度。同时,经过理论计算分析了乏燃料池失去冷却水的极端工况下,乏燃料池的沸腾时间和贮存格架裸露时间。数值计算应用CFX流体分析软件,基于多孔介质模型完成计算分析。分析结果表明乏燃料池局部最高温度低于当地压力下水的饱和温度,满足格架的应用要求;在功率运行工况下失去冷却水,乏燃料水池沸腾时间足以用于采取有效措施应对极端工况。     

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%。     

水平窄缝内多孔介质传热特性研究

对面朝下加热水平窄缝内多孔介质的传热特性进行了实验研究,得到了不同工况下的沸腾曲线.通过比较各工况下的沸腾曲线得出:多孔介质的存在大幅提高了面朝下加热水平窄缝内传热的换热系数,尤其是沸腾段的换热得到了很大程度的强化;提高窄缝宽度,选用热导率高的固体微粒制作多孔介质等可提高多孔介质的换热能力.根据多孔介质传热的机理,拟合出了面朝下加热水平窄缝内多孔介质的自然对流传热与核态沸腾传热关联式.     

中国加速器驱动嬗变研究装置堆芯流量分配设计与优化

针对中国加速器驱动嬗变研究装置的液态铅铋冷却反应堆,采用计算流体力学软件对燃料组件的上下管座段以及堆芯的流动传热进行了三维计算。针对上下管座段的水力学分析,得到了部件阻力系数与流速、开口面积等参数的关系,为堆芯流量分配的设计工作奠定了基础。基于上述结果,采用多孔介质模型建立了全堆流动传热分析模型,针对流量分配问题进行了数值模拟,以功率份额为流量分配的参考依据,通过调整每盒燃料组件入口面积的大小,使得各个组件的流量分配份额与功率份额基本一致,冷却剂在组件出口处的温度分布得到了较好的展平。     

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。     

多孔介质通道中单相流动压降预测模型

与常规管通道相比较,流体在多孔介质通道中的流动过程更复杂,流动阻力也大幅增加,这就使得难以准确预测流体流过多孔介质通道时的压降。通过构建多孔介质通道的几何模型,并求解N-S方程,虽然可以准确预测阻力压降,但计算时需要划分大量的网格,很难广泛应用。本文在相似理论基础上,以Fluent 6.3为平台,建立了颗粒填充多孔介质通道的压降预测模型,通过求解3维N-S方程,对模型中单相水的绝热流动进行了数值模拟。通过与实验结果进行比较,证明该预测模型对于不同工况下单相流体的压降计算具有较高的计算精度,误差范围小于5%。     

紧凑换热器的多孔介质模型化

由于使用板翅、棒束、填料等，使用紧凑换热器中的流动是三维的，在求解Ｎａｖｉｅｒ－Ｓｔｏｋｅｓ方程以得到流体的速度、温度分布时，很难确定流动的边界条件和初始条件，无法进行数值模拟。通过引入多孔介质和分布阻力的概念，可以建立紧凑换热器多孔模型，本文提出建立此模型的基本前提和方法。     

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。     

Numerical Prediction of Radiation Heat Transfer in Spent Fuel Assembly Based on Network Method for Multi-surface Enclosure

Spent fuel assemblies in sodium-cooled fast reactor will be exposed in gas environment during transport process, leading to the worse heat transfer performance distinctly. For purpose of predicting the temperature distribution of spent fuel assemblies in gas environment, especially preventing the highest temperature of cladding exceeding the design limits, a numerical model was established based on network method for multi-surface enclosure, and a code intended for numerical analysis was developed based on this model. Reliability of the code was verified due to the comparison with experimental data of 37-rod simulated assembly. The code was confirmed to be more conservative than the Manteufel-Todreas correlation while comparing the predicting result of both. In addition, the temperature distributions under uniform-heating condition and nonuniform-heating condition were compared, and the influences of heating power and surface emissivity on temperature were analyzed.     

基于多表面封闭系统网络法的钠冷快堆乏燃料组件内部传热数值分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中,散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布,特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值,本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型,以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比,验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较,证明了程序更具有保守性。另外,比较了均匀与非均匀加热两种情况下的温度分布,分析了加热功率、表面发射率对温度的影响。     

压水堆核电厂AFA3G燃料组件径向等效导热率研究

在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。     

Thermal and stability considerations for a supercritical water-cooled fast reactor with downward-flow channels during power-raising phase of plant startup

This paper describes study on the procedure of raising the reactor thermal power and the reactor coolant flow rate during the power-raising phase of plant startup for the supercritical water-cooled fast reactor (SWFR), which is selected as one of the Generation IV reactor concepts. Since part of the seed fuel assemblies and all the blanket fuel assemblies of the SWFR are cooled by downward flow, the feedwater from the reactor vessel inlet nozzle to the mixing plenum located below the core is distributed among these fuel assemblies and the downcomer. The flow rate distribution as the function of both the reactor thermal power and the feedwater flow rate, which are the design parameters for the power-raising phase, is obtained by the thermal hydraulic calculations. Based on the flow rate distribution, thermal analyses and thermal-hydraulic stability analyses are carried out in order to obtain the available region of the reactor thermal power and the feedwater flow rate for the power-raising phase. The criteria for the “available” region are the maximum cladding surface temperature (MCST) and the decay ratio of thermal-hydraulic stability in three “hot” channels; two seed assemblies with upward/downward flow and a blanket assembly. The effects of various heat transfer correlations and axial power distributions are also studied.     

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学（CFD）方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆（FFTF）,建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。     

Heat transfer performance tests using a half scale horizontal storage module

Spent nuclear fuel generated at nuclear power plants must be safely stored during interim storage periods. A horizontal storage module to safely store the spent nuclear fuel should be able to adequately emit the decay heat from the spent nuclear fuel. The horizontal storage module must ensure that the temperatures of the spent nuclear fuel assemblies are maintained within the allowable values for normal, off-normal, and accident conditions. Therefore, the horizontal storage module must be designed including heat removal capabilities with an appropriate reliability. However, the thermal conductivity of concrete is not good and the allowable temperature of concrete is lower than that of steel. Therefore, heat transfer performance tests were performed to evaluate the heat transfer performance in accordance with the ratio of the outlet to inlet of the air as well as the direction of the inlet and outlet of the air in the horizontal storage module. The influence that the direction of the inlet and outlet of the air reaches to the heat transfer performance was estimated to be minimal. The overall heat removal efficiencies were reduced as the mass flow rate at the outlet was reduced.     

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。     

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。