VVER反应堆燃料组件流动传热特性CFD分析

采用计算流体力学（CFD）方法对俄罗斯水-水高能反应堆（VVER）先进燃料组件（AFA）的流动传热特性进行模拟,获得了额定工况下燃料组件冷却剂流场、流动压降和温度分布等。结果表明:与内部含交混翼的格架相比,AFA燃料组件定位格架的压力损失较小;定位格架围板导向翼附近存在滞流现象,导致燃料组件外围区域冷却剂温度偏高;不同的测量管周向棒功率比K_c对燃料组件出口冷却剂温度的测量值有较大影响。该分析结果可为核电厂堆芯温升预警值ΔT_t的设定提供参考。      

VVER型反应堆堆芯流量分配与组件冷却剂温升CFD分析

利用计算流体力学程序CFX对VVER-1000型反应堆三维流场进行模拟,并计算了热组件冷却剂的温升。结果表明,燃料组件流量分配系数最大值为1.12,最小值为0.92;热组件流量分配系数约为0.97;偏离工况条件下,热组件冷却剂温升均高于当前温升预警限值ΔTt。该分析结果可为核电站运行中ΔTt的设定提供参考。     

大压降管路节流特性分析及孔板优化设计

大压降孔板节流管路面临汽蚀导致的高频振动和孔板间流速过大导致的低频振动这两方面的危害。针对核电厂容积和硼控制系统典型大压降节流管路的振动现象,基于CFD方法分析了单级孔板节流管路中压降、速度、流线、涡流等关键水力特性,发现单级孔板下游产生负压区而发生汽蚀,且因孔板射流导致局部速度过大而形成涡流。采用阻塞压差评估了多级同心孔板的节流性能。相比于单级孔板,多级同心孔板的汽蚀危害得到了较大改善,但最后一级孔板仍存在过度节流的风险。按多级孔板节流压降几何级数递降的原则设计的渐扩型五级孔板可消除汽蚀的发生,但一级孔板压降过大导致其下游流速过大。综合考虑汽蚀特性和流速分布而设计的多级偏心孔板结构既能规避汽蚀危害,又能最大程度降低流速过大引发的管路低频振动,且增大孔板间距可提高上游孔板的节流能力,增加下游孔板的汽蚀裕度,可作为大压降孔板节流管路振动综合治理的优化设计方案。     

CSR1000带肋子通道程序验证及分析

超临界水冷堆燃料组件多采用绕肋进行自定位,绕肋对于组件热工水力特性的影响较为复杂。在超临界子通道程序ATHAS的基础上改进绕肋处理模块,并基于计算流体力学(CFD)工具对绕肋模型进行验证。改进后的子通道分析程序整体上能够反映出不同通道的变化趋势,对绕肋的几何参数变化也能做出较为合理的响应,证明绕肋模型正确;但在部分通道的预测上仍需要进一步改进。     

超临界水冷堆CSR1000燃料组件子通道分析

利用实验数据和计算流体力学(CFD)商用软件CFX对现有子通道分析模型进行研究,分析其在超临界水冷堆(SCWR)分析中的适用性,并根据分析结果对ATHAS程序进行改进。采用改进的ATHAS程序对超临界水冷堆CSR1000燃料组件进行稳态子通道分析,获得燃料组件冷却剂和包壳温度分布、流动压降等参数。结果表明:减小螺旋肋螺距(Hw)可展平燃料组件冷却剂出口温度分布、降低包壳表面最高温度(MCST),但同时燃料组件流动阻力将增大。