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。     

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/m~2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。     

非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS)COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行理论计算,并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPAIN试验对流换热工况参数扩展到温差为40~80℃区域,通过理论计算得到对流传热Nusselt数,并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后,将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比,结果显示,经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。     

非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS)COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行理论计算,并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPAIN试验对流换热工况参数扩展到温差为40~80℃区域,通过理论计算得到对流传热Nusselt数,并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后,将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比,结果显示,经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。     

7棒束紧密栅元流体流动传热数值研究

紧密栅元内的流体流动传热研究对高转化比反应堆燃料组件的优化有十分重要的意义。本文采用CFD方法对7棒束紧密栅元棒束通道内流体流动传热现象进行了数值模拟,并与7棒束紧密栅元内氟利昂流体传热的实验结果进行对比分析,详细分析了定位格架对棒束内流体传热流动的影响。结果表明：数值计算所得的非加热棒的壁面温度和实验吻合良好,定位格架的存在对其下游流体流动、棒束最高温度分布及交混系数有明显的影响,棒束某些位置因流动滞止导致温度大幅上升,在设计中应加以注意。     

含弯曲棒的全长燃料棒束沸腾传热CFD计算分析

采用计算流体动力学（CFD）分析方法模拟了含一根弯曲燃料棒（简称“弯曲棒”）的5×5全长燃料棒束内的沸腾传热现象。基于欧拉两流体模型和改进的壁面沸腾模型进行计算,并基于压水堆子通道和棒束实验( PSBT )基准题中的试验数据对计算方法进行了验证,计算所得截面平均空泡份额与试验数据吻合良好,说明了现有计算方法的可靠性。基于计算结果考察了弯曲棒对棒束通道内流场、温度场、空泡份额等关键参数的影响。研究结果表明,弯曲棒的存在对截面横向流动、流体温度、空泡份额等均未产生显著影响,但弯曲棒表面温度增加,气泡也易发生聚集,增加了发生临界热流密度（CHF）的风险。      

采用OMEGA非均匀加热棒束热端破口实验数据对CATHARE2V1.5qR6程序的校核

采用 OMEGA非均匀电加热棒束热端破口喷放试验数据对 CATHARE2 V1.5版本程序基本物理关系式模块的性能进行校核，检验基本物理关系式模块升级后系统程序的综合性能。从总的计算结果来看，新版程序对 OMEGA非均匀加热棒束热端破口试验的热工水力的计算比较合理，特别是对 CHF以及其前区的热工水力的计算十分可靠。由于基本物理关系式模块在升级过程中所做的模型修改与该项实验所涉及的基本物理现象关系较小，故基本物理关系式模块升级版 Revision6和次新版本 Revision5的计算结果基本一致。     

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。     

超临界水四棒束传热数值分析

超临界水冷堆(SCWR)开发的关键是棒束内超临界水(SCW)的热工水力特性。本文针对超临界水四棒束流动传热实验进行CFD数值模拟,SSG湍流模型的计算结果与实验结果吻合良好。分析结果表明,流动方向对棒束截面内流量分布有显著影响。与下降流相比,尽管上升流时棒束间流动搅混较弱,但上升流时棒束截面流量及壁面周向温度分布更加均匀,加热棒壁面温度更低。可见,棒束横截面上的流量分布是影响加热棒壁面流动传热的主要因素。     

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故（LOCA）下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明：Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。     

Investigation of Pre- and Post-Dryout Heat Transfer in Upward Steam-Water Two-Phase Flow at Low Flow Rate

A heat transfer experiment was performed on steam-water two-phase flow in an annular flow path with a uniformly heated rod under the conditions of the mass flow rates from 0.2xlO⁶ to l.Ox 10⁶ kg/m²-h, inlet qualities from 0.5 to 1.0, heat fluxes below 4.7x 10⁵ W/m² and pressure of 31 bar. Dryout of the heater rod surface was observed resulting in the sharp rise of the heater rod surface temperature. Measured heat transfer coefficients were compared with the several empirical and semi-empirical correlations with the emphasis on the applicability of the correlations to the present test conditions being important in the analysis of the thermal hydraulic behavior during a LOCA of a nuclear reactor. The measured heat transfer coefficient in the pre-dryout region is lower than the existing correlations. The cooling of the heat transfer surface by the liquid phase in the post-dryout region is significant, which is neglected in the existing correlations. The heat transfer coefficients calculated for the post-dryout region by the Groeneveld correlation show good agreement with the presently measured results within the accuracy of 0~27%.     

快堆燃料组件棒束通道内流动和传热现象分析与研究

利用三维计算流体力学软件CFX 12.0对由7根带螺旋状定位绕丝的燃料棒组成的快堆燃料组件典型棒束通道内的流动和传热现象进行了数值模拟。模拟得到不同Re下的压降系数曲线与Nu曲线,并将计算结果与经验公式的计算结果进行了比较,两者符合较好。研究了组件内3类典型子通道的横向流交混效应,分析了3类典型子通道的横向流分布特点,发现角子通道横向流交混强度沿轴向波动较大,而3类子通道的横向流交混强度均存在周期性。研究了中心燃料棒壁面上3个截面的局部换热效应,发现在燃料棒与绕丝接触处传热效果最差,在事故分析时应重点关注。     

控制棒驱动机构轴向传热特性试验和理论分析

核反应堆控制棒驱动机构（CRDM）是反应堆关键的安全设备,担负着反应堆的启动、功率调节和安全停堆等重要功能。为保证CRDM在运行工况下的温度,本文对某一型号CRDM轴向传热特性进行试验和理论分析。通过试验,测量磁轭线圈位置处驱动杆内壁温并建立试验系统加热功率与冷却风速的关系,获得了保证磁轭线圈正常工作的最小风速以及最小散热量。通过理论分析,建立了CRDM行程壳体内部热虹吸现象的传热模型,模型计算结果与试验结果吻合良好。     

自然循环系统摇摆条件下棒束通道内传热特性研究

棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的研究领域,高温高压自然循环运动条件下的研究较少。本文采用实验研究方法,对自然循环系统摇摆条件下棒束通道内流动传热特性进行了研究,获得了过冷沸腾和饱和沸腾两种条件下摇摆角度和摇摆周期对棒束壁面温度变化和传热系数的影响,并获得了摇摆周期内棒束通道内的传热系数计算关系式。结果表明,饱和沸腾传热系数变化比过冷沸腾的剧烈;在本文实验工况范围内,棒表面传热系数波动幅值随着摇摆幅度的增大而增大;摇摆条件下棒束通道过冷沸腾和饱和沸腾工况时均传热系数基本不变。     

2×2稠密棒束内超临界水的传热特性试验研究

在压力p=23～28 MPa、质量流速G=350～1 000 kg/(m²•s)、热流密度q=200～1000 kW/m²的试验参数范围内,对2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验得到了加热管周向壁温分布规律,并就出现周向温度差异的原因进行了分析。此外,给出了压力、质量流速及热流密度等系统参数对平均传热特性的影响,分析了低质量流速下出现的传热恶化现象。试验结果表明：加热管周向壁温并不均匀,边角子通道壁温最高,中心子通道壁温最低,周向壁温的高低与横截面流通面积的不均匀性紧密相关。随着热流密度的提高或质量流速的降低,超临界水的传热受到抑制,当q/G增大到一定程度时,棒束内发生传热恶化。     

含绕丝2×2棒束内超临界水传热试验研究

以超临界水冷堆燃料性能验证试验为背景,对带有螺旋绕丝的2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验参数范围为：压力23～28 MPa,质量流速400～1 000 kg/(m²•s),壁面热流密度200～1 000 kW/m²。通过试验,获得了加热管周向壁温的分布规律,并分析了热流密度、质量流速、压力、螺旋绕丝对壁温和换热系数的影响。研究结果表明,加热管周向壁温呈现非均匀、非对称分布的特性,最高壁温出现在边角子通道或螺旋绕丝覆盖的位置。在拟临界区,换热系数随热流密度的升高或质量流速的降低而迅速减小,而随压力的变化较微弱。相对于光滑2×2棒束,螺旋绕丝不仅改变了周向壁温分布规律,同时也提高了平均换热系数。     

棒束内超临界水传热实验研究

在中国广核集团有限公司和上海交通大学共建的超临界水多功能实验装置上,针对两种不同节径比(P/D)的棒束通道开展了超临界水流动传热实验,获得了传热实验数据,观测到了通道内棒束间明显的周向温度不均匀现象和定位格架导致的传热强化现象。通过对各种热工水力参数的实验研究,得出超临界水流动传热结论:随热流密度的增加,传热系数逐渐减小,棒束壁温周向不均匀程度逐渐增加;随质量流速的增加,传热系数逐渐增大,棒束壁温周向不均匀程度逐渐减小;随压力的逐渐升高,传热系数少许降低;随P/D的减小,棒束通道内的传热明显增强。     

环形通道内定位格架对超临界水传热的影响

定位格架对棒束内流动传热具有极重要的影响,目前定位格架对超临界水传热的影响仍无相应的试验数据。本文基于上海交通大学完成的超临界水在环形通道内的对流传热试验,评价了传统定位格架对下游传热系数衰减关联式的适用性。试验结果表明,定位格架的面积阻塞比对格架下游传热系数衰减规律有很大影响;在超临界压力与次临界压力条件下,定位格架下游传热系数衰减规律也有较大的差异。