压水堆燃料棒束通道内过冷沸腾分析

使用Fluent14.5两流体模型中的RPI(Rensselaer Polytechnic Institute)壁面沸腾模型,对堆芯燃料棒束通道内过冷沸腾现象进行数值模拟,得到了通道内的流场、温度场以及空泡份额的分布,分析了定位格架和搅混翼的存在对热工水力特性的影响。数值结果表明,格架的存在会造成很大的压降,而搅混翼会对流场、温度场和空泡份额分布产生显著影响;RPI壁面沸腾模型的模拟结果与Bartolemei试验数据符合很好。     

核反应堆一回路系统水锤数值模拟

采用特征线法,针对核反应堆一回路系统特点建立完整的数学物理方程和边界条件。自主开发WAHAP水锤计算程序,并对含止回阀的4泵并联系统在启动及切换工况下的水锤特性进行模拟计算。计算结果表明,所研究工况中有2个不同阶段存在阀瓣多次剧烈撞击阀座的过程和2种形式的压差震荡。     

多支管并联蒸发联箱流量分配特性分析

基于分离式热管在一定温度水池中的应用,本文采用流体体积函数(VOF)模型就两种不同热流边界条件对蒸发段7根并联支管中的流量分配特性进行了CFD两相仿真计算。在CFD计算中,对连续性方程添加了蒸发源项,而对动量方程添加了表面张力源项。结果表明:在较低热流条件下(外界水池温度为60℃),各支管的流量分配呈现联箱两封头处支管流量大中间支管偏小的特点,其中支管1的质量流量最大约为0. 025 kg/s,支管4内的质量流量最小约为0. 016 kg/s;在较高热流条件下(外界水池温度为80℃),各支管的流量沿着下联箱中工质流动方向逐渐减小,其中支管1的质量流量最大约为0. 025 kg/s,支管7内的质量流量最小约为0. 017 kg/s。对比分析仿真计算结果与并联分离型热管实验数据,实验中热负荷对各支管流量分配的影响趋势与仿真结果相吻合。     

恰希玛核电厂压力容器各关键部位在PTS瞬态下的温度场研究

承压热冲击现象在核电厂延寿评估中应被重点关注。本文针对恰希玛核电厂1号机组的压力容器及堆内构件建立了完整的CFD模型，计算了正常工况下压力容器内冷却剂的速度场和温度场分布，计算结果与试验结果符合良好。本文详细研究了蒸汽发生器传热管破裂事故工况下压力容器接管及下降段中冷却剂的热工水力特性，并将计算结果与RELAP5计算结果进行对比，结果表明二者符合良好。本文研究可为反应堆压力容器老化管理评估的计算分析工作提供重要参考。     

QM-400 CFD自然对流模型研究及验证

秦山第三核电厂乏燃料干式贮存模块QM-400是我国第一座投入商业运行的干式贮存设施，模块内的热量交换主要包括自然对流、热传导、耦合传热和辐射换热等。本文精确计算了典型环境温度下每个燃料篮的衰变热，运用商用计算流体动力学（CFD）软件FLUENT 14.0开展了网格敏感性分析，并建立了QM-400存储模块的自然对流CFD分析模型。结果表明，模块顶面、侧面以及贮存筒表面压力和温度分布符合自然对流规律，计算的测点温度与现场的实测温度符合良好，测点温度随环境温度的变化趋势也与实测趋势符合良好，证明了建立的CFD自然对流计算方法的正确性。本文结果为后续采用CFD方法进行取消绝热板后的温度场计算奠定了基础。