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。     

两流程2×2棒束超临界水传热实验研究

为支持欧盟2×2燃料组件入堆考核实验,开展了2×2棒束内超临界水传热实验研究。设计了两流程实验段,两流程之间通过矩形金属框隔离。2×2加热棒束通过定位格架安装在金属框中,超临界水通过第1流程向下流动然后进入第2流程冷却加热棒,第1流程通过金属框吸收第2流程流体的热量而温度升高。在2×2棒束横截面上存在明显的周向温度分布不均匀性。系统分析了实验参数包括质量流速、热流密度和实验压力对棒束平均换热系数的影响。结果表明,系统参数对棒束传热的影响规律与对单管和环管的一致。     

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。     

三角布置棒束内超临界水传热实验研究

在超临界水多功能实验装置上开展了三角布置棒束内超临界水流动传热实验研究,通过实验观测到了通道内棒束周向温度分布不均匀现象和定位格架导致的传热强化现象,获得不同热流密度、质量流量及压力范围内的传热实验数据,拟合得到预测偏差为±15%的三角布置棒束超临界水传热关系式。      

带交混翼矩形流道内超临界流动传热CFD研究

针对超临界水堆使用的棒束,取1根加热棒为中心的矩形区域作为研究对象,采用CFD中CFX10作为数值计算方法,研究了25MPa超临界压力下,有无交混翼时流体的流动和传热特点。计算结果表明：交混翼可增加流道内温度分布的均匀性,同时具有强化传热作用。     

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。     

7棒束超临界氟利昂流体流动传热数值分析

超临界水冷堆相对目前压水堆具设备简化、热效率高等显著优点,而相关实验研究公开资料受到研究成本和实验技术限制相当有限,数值分析在超临界流动传热方面的应用逐渐广泛却缺乏相应的实验数据验证。在7棒束内超临界氟利昂流体流动传热实验的基础上,采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件STAR-CCM+、子通道软件COBRA-SC分别对三种典型工况的流动传热进行数值分析。对壁面温度的预测结果表明,流体温度低于拟临界点条件下,STARCCM+的计算结果低于实验值,温度误差在8%内;流体温度高于拟临界点条件下,STAR-CCM+的计算结果高于实验值,温度差值在16%内。改造后的COBRA-SC程序计算得到的典型通道流体温度与STAR-CCM+结果一致,且COBRA-SC的计算对壁面温度做出了十分接近于实验值的预测。研究表明,STAR-CCM+和COBRA-SC均能对棒束内超临界流体流动传热做出了较好的趋势预测,但对于流体温度跨越拟临界点温度条件下的模型需要进一步完善。     

RELAP5对自然循环下临界热流密度的数值分析

临界热流密度(CHF)是导致沸腾传热变化而使发热元件表面发生传热恶化的现象。RELAP5等系统程序的CHF模型对于传热系统的安全分析有重要影响。基于RELAP5程序对单棒及三棒束自然循环CHF实验进行建模,并在CHF实验数据基础上对RELAP5中CHF预测值进行对比分析。实验装置是带有一个向上流动通道的自然循环回路。其中单棒束加热测试段由一根轴向非均匀加热的电加热棒及圆管外壁组成的环管状流道,三棒束流道由三根相同的轴向非均匀加热棒与三叶型的外管组成。实验条件为低压、低流量的自然循环流动:入口压力110～270 kPa、入口过冷度为10～70 K、自然循环流量0～400 kg/(m2·s)。依次以质量流量、入口压力和过冷度为基准参数对比分析实验值和RELAP5预测值。结果表明在低压、低流量及自然循环条件下,RELAP5中的CHF预测值随着质量流量的增大而增大,与入口压力及过冷度之间的依赖关系不明显。通过对实验值与模型计算值的比较得到,单棒束RELAP5模型预测的CHF值偏高于实验值,而三棒束RELAP5模型的预测值较实验值偏低。     

超临界水实验回路热工水力分析

作为超临界水堆失水事故分析的关键现象,跨临界过程(即超临界水堆的压力从超临界状态降到次临界状态22.1 MPa以下)受到国内外的关注。上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(SWAMUP)计划对这一泄压过程进行实验研究。为确保该实验装置在实验过程中的安全性能,采用系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行预计算分析,主要针对该系统在泄压跨临界过程中的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、加热棒壁面温度等展开计算,并讨论一些重要参数如泄压速度、加热棒加热功率等对计算结果的影响。计算结果表明,修改后的ATHLET-SC程序可模拟跨临界瞬态过程,在实验过程中,加热棒壁面温度不会超过设计上限温度,然而,回路中换热器的内外最高压差将会达6 MPa,这一点需在实验中特别考虑。     

带定位格架的类三角形子通道内超临界水流动传热数值研究

针对超临界反应堆类三角形子通道的传热和流动特性,数值研究了不同栅距比定位格架作用下子通道内超临界水的流动传热特性、二次流及流动阻力特性。研究结果表明:定位格架对子通道内超临界水的换热影响显著;不同栅距比下的壁面温度、换热系数的轴向分布都具有相同的趋势,定位格架附近壁面温度下降,换热系数上升;定位格架下游壁面温度分布不均匀,且不均匀程度随栅距比减小而更加明显;定位格架下游截面形成四个对称旋涡,栅距比较小时,二次流强度较大;不同栅距比堆芯子通道流动阻塞率不同,流动阻力随栅距比减小而增大。     

Numerical investigation of supercritical water-cooled nuclear reactor in horizontal rod bundles

The commercial CFD code STAR-CD v4.02 is used as a numerical simulation tool for flows in the supercritical water-cooled nuclear reactor (SCWR). The basic heat transfer element in the reactor core can be considered as round rods and rod bundles. Reactors with vertical or horizontal flow in the core can be found. In vertically oriented core, symmetric characters of flow and heat transfer can be found and two-dimensional analyses are often performed. However, in horizontally oriented core the flow and heat transfer are fully three-dimensional due to the buoyancy effect. In this paper, horizontal rods and rod bundles at SCWR conditions are studied. Special STAR-CD subroutines were developed by the authors to correctly represent the dramatic change in physical properties of the supercritical water with temperature. In the rod bundle simulations, it is found that the geometry and orientation of the rod bundle have strong effects on the wall temperature distributions and heat transfers. In one orientation the square bundle has a higher wall temperature difference than other bundles. However, when the bundles are rotated by 90° the highest wall temperature difference is found in the hexagon bundle. Similar analysis could be useful in design and safety studies to obtain optimum fuel rod arrangement in a SCWR.     

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

不同管束布置方式下含有空气的蒸汽自然对流冷凝换热特性分析

为研究非能动安全壳冷却系统（PCCS）热交换器管束布置对自然对流条件下含有空气的蒸汽冷凝换热特性的影响,采用气体组分输运方程和冷凝模型耦合,对单管、单排到五排管束通道内冷凝换热过程进行数值研究。研究发现,管束区内存在由于管间高浓度空气层干扰使冷凝换热能力减弱的“抑制效应”,以及由于水蒸气壁面冷凝导致气体横向流动使壁面冷凝能力强化的“抽吸效应”。对不同管束结构下2种效应对冷凝换热的影响进行分析,结果表明,随着管束排数的增加,2种效应对冷凝换热的影响逐渐增强,导致冷凝管周向局部冷凝换热能力不均匀性增加,其中五排管束周向局部冷凝换热系数（HTC）最大值为单管的2.3倍,最小值仅为单管的44.7%。在双排、三排和四排管束中,正四边形布置管束的冷凝换热能力优于正三角形布置,而五排管束中,正三角形布置的冷凝换热能力更强。本研究可对PCCS热交换器管束布置优化提供参考。      

3×3棒束通道内蒸汽对流换热特性数值分析

采用计算流体力学（CFD）方法,建立3×3棒束模拟体的数值模型,进行蒸汽冷却条件下的对流传热特性分析。结果表明:棒束通道内周向的壁面热流密度不均匀性明显,体现出流固耦合方法相比于均匀热流方法对传热细节模拟的优越性。蒸汽速度场、温度场、热流密度、换热系数等热工参数分布规律受入口效应、壁面效应、热源分布、物性参数等因素影响。压力的升高及氢气的加入均能提升通道内的换热性能。加热段换热系数沿程变化趋势与文献[13]中Deissier的趋势一致,CFD的换热系数结果与WCOBRA/TRAC程序中的关系式吻合较好。本文模拟方法可行,其结果可为后续的实验模拟体设计提供技术支持。      

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。     

CFD in supercritical water-cooled nuclear reactor (SCWR) with horizontal tube bundles

The commercial CFD code STAR-CD 4.02 is used as a numerical simulation tool for flows in the supercritical water-cooled nuclear reactor (SCWR). The basic heat transfer element in the reactor core can be considered as round tubes and tube bundles. Reactors with vertical or horizontal flow in the core can be found. In a vertically oriented core, symmetric characters of flow and heat transfer can be found and two-dimensional analyses are often performed. However, in a horizontally oriented core the flow and heat transfer are fully three-dimensional due to the buoyancy effect. In this paper, horizontal tubes and tube bundles at SCWR conditions are studied. Special STAR-CD subroutines were developed by the authors to correctly represent the dramatic change in physical properties of the supercritical water with temperature. From the study of single round tubes, the Speziale quadratic non-linear high-Re k-? turbulence model with the two-layer model for near wall treatment is found to produce the best results in comparison with experimental data. In tube bundle simulations, it is found that the temperature is higher in the top half of the bundle and the highest tube wall temperature is located at the outside tubes where the flow rate is the lowest. The secondary flows across the bundle are highly complex. Their main effect is to even out the temperature over the area within each individual recirculation region. Similar analysis could be useful in design and safety studies to obtain optimum fuel rod arrangement in a SCWR.     

5×5花瓣形燃料棒束组件内单相流动与换热特性数值模拟研究

相较于传统圆柱形燃料棒,花瓣形燃料棒具有安全裕量高等优点,研究其在压水堆运行工况下的热工水力特性具有重要意义。本文通过STAR-CCM+对5×5花瓣形燃料棒束组件进行数值模拟研究,计算并分析了组件内二次流速度、温度、换热系数等关键热工参数,获得了入口流速、螺旋节距对组件内部流动与换热特性的影响规律。计算结果表明：花瓣形燃料棒的螺旋结构可增强冷却剂的横向流动,同一高度上燃料棒表面温度分布具有周期性,增大入口流速可增强燃料棒的表面换热,消除温度分布的不均匀性。此外,螺旋节距大于750 mm,燃料棒换热性能与无扭转的燃料棒相差不大,甚至更低。     

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。