紧密排列螺旋绕肋燃料组件典型栅元研究

选取在通道形状、热工水力特性等方面接近原型组件的典型栅元,是反应堆的研究设计中重要的一环。通过适用于紧密排列螺旋绕肋组件的数值模拟方法,分析棒束规模对热工水力特性的影响。数值计算结果表明:与原型组件217棒束相比,19棒束组件的"冷壁效应"、"边壁效应"已经较弱,当量直径、阻力压降、中心通道无量纲质量流速、热通道的传热系数等关键参数的偏差小于13%,确定反映原型组件热工水力特性的典型栅元为19棒束组件。     

稠密栅元内湍流流体的数值模拟

采用CFD软件Fluent对37棒束内的湍流流体进行了分析。利用实验数据对计算结果进行了验证,分析了棒 棒间隙的减小对稠密栅元内局部流动、传热和相干结构的影响。稠密栅元的临界P/D（棒间距/棒直径）约为1.03。随着P/D减小,相干结构和流体交混先增加然后迅速衰减。当通道间隙非常小时,相干结构运动非常弱以至于可将其忽略。其流速、壁面剪应力和壁面温度的波动也非常小,但其参数的空间分布的差异非常明显。     

新型栅元湍流流动及涡结构数值模拟

本文利用非稳态雷诺平均模拟(URANS)对非均匀壁厚新型栅元中的准周期性大尺度涡结构和湍流流动特性进行了模拟和分析。结果表明:新型栅元的对流换热能力优于传统栅元的;增加周向角可强化涡结构强度;随周向角的增大,新型栅元摩擦阻力系数呈现先减小、后趋于恒定的变化趋势,而传热系数则会在达到极小值后略有上升。     

矩形通道中两端固定柔性单板湍流微振的研究

平行板燃料组件的流致振动特性研究对于保证核反应堆的安全可靠运行具有重要意义。本文将平行板燃料组件简化成一个在矩形通道中两端固定的柔性单板结构,研究其振动机理,为研究平行板燃料组件的流致振动特性奠定基础。利用加速度传感器等测得实验用铝板的固有频率和弹性模量,使用应变片和激光位移传感器测量平板在不同流速下的振动频率和位移。结果表明：在目前的实验条件下,平板的振动表现为一种由于湍流引起的复杂的随机振动;平板在水中的振动位移随流速的增大而变大;随着流速的增大,平板振动加剧,振动表现为低频成分减少,高频成分增加。     

板状燃料组件流量分配CFD研究与优化

板状燃料组件被广泛应用于研究堆中,组件内的流量分配是设计时需要考虑的一项重要内容。计算流体动力学(Computational Fluid Dynamic,CFD)方法是研究流量分配的重要手段,但有限的计算资源限制了其在板状燃料组件流量分配研究中的推广。针对板状燃料组件冷却剂流道狭长、封闭的特点,提出了部分建模迭代求解的计算方式,将无流量分配组件与有流量分配组件两种工况下各流道流量的计算值与直接完整建模的结果进行了对比,最大误差分别为0.56%与0.81%。鉴于前者对计算资源的需求远小于后者,部分建模迭代求解可以作为板状燃料组件流量分配CFD研究的合理可信的优化方案。     

液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件子通道间湍流交混数值模拟

液态铅铋合金（LBE）是第四代液态金属核反应堆候选冷却剂,由于LBE热物性具有一定的特殊性,亟待对LBE在燃料组件子通道中的流动与传热过程开展研究。本文对LBE在带绕丝燃料棒组件中湍流流动进行数值模拟与分析,将燃料棒壁面温度的数值模拟结果与响应的实验数据相比较,2者具有较高的吻合度,说明数学模型及数值结果具有较高的可靠性与准确性;使用湍流交混系数β表征LBE在不同子通道间、不同燃料棒间隙宽度与燃料棒直径比（S/D）结构下的湍流交混情况,结果表明,不同子通道间β波动程度具有差异性,β的大小与S/D呈负相关。基于不同S/D与雷诺数的计算结果,拟合出不同子通道间β关联式,为绕丝燃料棒三角形排列方式的燃料组件子通道分析程序开发提供交混模型。      

3×3棒束湍流流动的数值模拟研究

对3×3布置压水堆堆芯燃料棒束内冷却剂湍流流场进行模拟,选取ANSYS CFX软件中SST、SSG-RSM、BSL-RSM以及ω-RSM等湍流模型进行稳态模拟,通过与激光多普勒测速仪(LDV)实验数据对比,评价了以上各湍流模型的性能。结果表明,BSL-RSM和SSG-RSM模型的模拟结果与实验结果吻合较好,但在湍流脉动的预测上仍有一定误差。     

基于SIMO的燃料组件模态试验研究

燃料组件的结构模态频率和振型反映了其自身结构的固有特性,其结构的损坏会降低燃料组件工作的可靠性,是出现工程事故的主要原因之一。利用单点激振多点输出(SIMO)试验模态方法,并基于LMS模态分析软件,对某型号燃料组件进行了锤击法模态试验。以单激振力为输入信号,多个加速度传感器的加速度信号为输出响应,获得了该燃料组件的各阶模态参数和振型。     

横掠管束的两相流湍流激振力的包络谱研究

蒸汽发生器等换热器中存在大量受两相流冲刷的管束结构。计算两相流湍流导致的管束振动响应时,需先确定流体激振力的功率谱密度（PSD）。由于缺乏有公认合理的两相流激振力的无量纲归一化方法,从而导致没有可供工程应用的两相流激振力的PSD包络谱。本文通过修改de Langre无量纲归一化方法中的混合物流速定义,获得1组新的两相流激振力PSD的包络谱。通过将本文包络谱与基于单相流的包络谱和de Langre包络谱的对比,并针对非均匀横向两相流作用下的蒸汽发生器U型传热管,计算了3种包络谱作用下的湍流激振响应。结果表明,基于单相流激振力PSD包络谱作为输入计算两相流湍流激振响应并不保守,而本文包络谱在保证安全性的前提下适当降低了de Langre包络谱过高的保守性。     

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。      

格架松弛对燃料棒湍流激励及微振磨损的影响研究

假设所有支承有效,基于燃料棒模态分析的结果,根据压水堆燃料棒的流场分布特征,采用功率谱密度表征湍流激励,结合相关功率谱密度试验参数,求解了各阶模态的振动位移均方值,基于ARCHARD磨损公式计算了燃料棒刚凸位置的磨损深度。由于制造工艺、运输、辐照的影响,格架对燃料棒的夹持作用可能松弛。依次假设格架单个刚凸及弹簧松弛,研究了松弛对燃料棒模态、流致振动以及磨损的影响。结果表明：格架弹簧的松弛对固有频率的影响可忽略;原振幅较大的位置附近刚凸松弛对固有频率影响明显;堆芯入口及出口的横向流速较大,燃料棒底部和顶部的湍流激励振幅较大,这些位置的刚凸支承松弛使湍流激励振幅明显增大,中间位置的刚凸支承松弛对振幅影响较小;刚凸支承松弛对磨损深度的影响与对湍流激励最大振幅的影响趋势基本一致。磨损除了与湍流激励振幅相关,还与固有频率相关,顶部振型和频率乘积的影响大于底部格架位置,顶部格架刚凸松弛对磨损影响最大。     

快堆组件数值模拟研究

为详细研究快堆组件棒束中的流动换热特性,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行三维数值模拟。结果表明,在流量为10.92~18.67 kg/s时,计算得到的压降与已公开发表文献结果的相对偏差小于3.41%。内子通道的相对温度升高,呈现出周期为1/3螺距的波动,内子通道的局部温度比子通道程序SUPERENERGY计算的结果更高。根据模拟计算结果可更为准确地预测棒束通道内的流动换热情况,为今后组件棒束热工水力学设计提供参考。     

基于MOX燃料组件的177混合堆芯装料方案数值研究

通过计算华龙一号（HPR1000）压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚（Pu）同位素的含量,以此成分比例来设计铀钚混合氧化物（MOX）燃料。采用离散型燃料组件设计,通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO₂燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布,采用分区分层的低泄漏装料方案,降低不同燃料组件间的功率梯度,展平堆芯的功率分布。在不考虑可燃毒物的前提下,利用3种Pu含量的MOX组件将混合堆芯的功率峰因子控制在1.77左右,明显优于原堆芯的功率峰因子,为国产三代压水堆引入MOX燃料提供了具有参考价值的装料方案。      

基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究

基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。     

快堆组件稠密棒束数值模拟

为详细研究快堆组件稠密棒束中的冷却剂流动方式,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行了三维数值模拟,并与已公开发表的文献结果进行了对比。由计算结果可知：计算得到的摩擦系数结果在Re为35885～61354时与试验结果符合较好;从中心到外围,横向流和轴向流在不同的方向和位置呈现出不同的流动特性。根据模拟结果可更准确地预测棒束通道内的流动情况,可为今后稠密棒束组件水力学设计和子通道内流量测量试验提供参考。     

套管型燃料组件动态特性研究

采用试验结合数值分析的方法对套管型燃料组件在不同安装边界条件下的动态特性进行研究。首先采用有限元分析方法对燃料组件的固有频率进行理论预估,计算结果可为动态特性试验参数的设置及模态参数的辨识提供参考;试验以敲击法为主,单点激励,多点拾振,通过对试验数据的多方法拟合,获得燃料组件的固有频率、振型等参数。试验结果与数值分析结果吻合较好。     

板型燃料组件内部温度场数值模拟

以板型燃料组件为研究对象，采用商用流体力学计算程序CFX5对板型燃料组件内部温度场进行数值模拟。数值计算结果表明：燃料组件不同流道的流速分布和温度分布均较均匀，单一流道的流速分布和温度分布也较均匀。燃料板所构成的各流道从外到内流速变化不太大，在中间流道内流速稍小一些，但差值很小；燃料组件单一流道内的流速在壁面附近快速减小，壁面上流速为0。燃料板和定位梳的温度最高，侧板温度与板间流体温度相近，侧板外侧的流体温度较低。     

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

国产自主化燃料组件入堆辐照燃料管理策略研究

为完成中核集团具有自主知识产权的N36特征化组件、CF2和CF3燃料组件入堆辐照计划,实现不同燃料组件的辐照要求。研究了秦山第二核电厂2号机组第9循环到第12循环的燃料管理策略;综合考虑核电厂的经济性、安全性和辐照组件的考验要求,共完成5组燃料管理方案。最终的燃料管理方案在满足电厂安全经济运行的条件下,使得3种燃料组件已实现各自的辐照目标。