超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

超临界水冷堆堆芯子通道稳态热工分析

超临界水冷堆(SCWR)作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆,冷却剂出口温度可达500℃,具有良好的经济性.本文采用改进的COBRA-IV程序对超临界水冷堆方形组件子通道进行稳态热工分析.对计算结果进行分析可知:减小慢化剂通道中给水质量流量份额和加大慢化剂通道与相邻子通道之间的热阻,可以降低热管焓升,后者还可以得到较好的慢化效果.通过热通道的传热恶化分析发现,超临界水冷堆的设计不能避免传热恶化,必须精确计算传热恶化条件下的包壳温度才能确定包壳能否保证其完整性.     

竖直圆管通道内超临界水传热实验及数值模拟研究

为了对超临界水冷堆概念设计参数范围内超临界水的传热特性有进一步的了解,通过实验和数值模拟的方法对竖直上升圆管通道内超临界水的传热特性开展了研究,用实验数据对现有传热关系式和CFD计算模型进行了评估。通过实验数据与现有经验关系式的对比,发现现有大多数超临界传热关系式能够对本实验的壁温进行预测。使用实验数据对CFD模型进行了评估,结果表明在本实验参数条件下SST模型和RNG k-ε 模型的计算壁温与实验数据趋势基本一致。     

2×2棒束内超临界水传热特性实验研究

以中国超临界水冷堆（CSR1000）燃料组件研发为研究背景，采用实验辅以理论分析的方法，开展2×2棒束结构内超临界水工质的传热特性研究。实验工况范围为:压力（P）23~25 MPa；质量流速（G）680~1400 kg/(m2?s)；热流密度（q）174~968 kW/m2。实验结果表明，随着q的增加、G的减小，2×2棒束的传热性能减弱；随着P从23 MPa变化到25 MPa，2×2棒束的传热性能变化微弱； 2×2棒束内超临界水的传热特性既与边界层和主流的物性差异程度有关，又受流道各子通道之间的流动传热不均匀性影响；基于实验数据进行多元线性回归分析，获得2×2棒束内超临界水换热关系式，约88.9%的实验数据与该换热关系式的计算值偏差范围在±25%内。      

超临界压力下竖直圆管内不同流体的传热特性

为了深入认识超临界压力下不同流体传热中的共性反映出的传热机理及物性导致的特性差异,以水和氟利昂R134a为工质分别在SWAMUP回路和SMOTH回路上开展了竖直圆管内上升流传热试验。在正常传热、传热强化、小质量流速时浮升力导致传热恶化和大质量流速时加速效应导致传热恶化的工况中,氟利昂和水的换热系数（HTC）随无量纲温度表现出一致的变化规律。浮升力无量纲数_πB增大,换热系数与经典关系式计算值之比减小;加速效应无量纲数_πA较小时,换热系数比随_πA的增大而增大,达到峰值后换热系数比随_πA的增大而减小。_πB对超临界水试验数据的相关性更佳,而_πA对超临界氟利昂试验数据的相关性更好。无量纲数表征的超临界压力下传热规律的高度相似性初步验证了以模化流体氟利昂R134a研究超临界水传热特性是合理可行的。     

ATHLET-SC程序的开发及适用性分析

由于超临界水堆（SCWR）在系统简化、降低成本和提高热效率上的优势，SCWR的研究在全球范围内得到广泛关注。在众多有关超临界水堆的研发工作中，开发适用于SCWR的系统分析程序是进行SCWR系统设计和安全评估的关键技术难题之一。本工作基于最佳估算系统分析程序ATHLET2.1A，增加了超临界热物性参数，开发出适用于SCWR的系统分析程序ATHLET-SC，将现有的ATHLET程序扩展到超临界压力状态。为评估修改后的程序的适用性，建立了混合能谱超临界水堆堆芯模型，并对该模型进行了功率瞬态计算。此外，对1个简化的超临界水冷却回路进行了稳定性分析。计算结果表明：修改过的ATHLET程序（ATHLET-SC）对SCWR系统的模拟具有良好的适用性。     

超临界水堆全系统启动特性研究

为研究超临界水堆（SCWR）全系统启动特性，以SCTRAN程序为计算工具，基于中国超临界水堆（CSR1000）堆芯参数、高性能轻水反应堆（HPLWR）热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路，建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比，验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程，得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明，启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期，系统稳定启动；堆芯始终处于单相状态；汽轮机入口为超临界蒸汽；经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃；高压缸入口压力维持恒定；在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃，整个启动过程安全可靠。      

带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验研究

开展带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验,获得不同热工参数条件下的实验数据。实验工况范围为:压力23~25 MPa;质量流速600~1000 kg/(m2·s);热流密度300~800 k W/m2;螺距160 mm。基于实验数据研究压力、质量流速、热流密度对传热特性的影响。与光滑方环形通道内的实验数据对比发现:在相同热工参数条件下,带肋片方环形通道内换热系数比光滑方环形通道高,螺旋肋片对超临界水条件下的传热有较大的改善作用。对实验数据进行多元线性回归得到带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热经验关系式。     

超临界水冷堆类三角形子通道传热不均匀性研究

基于类三角形堆芯子通道超临界水传热不均匀性试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2~1.4的超临界水冷堆（SCWR）类三角形堆芯子通道物理模型,研究通道内超临界水传热不均匀性,分析超临界压力区子通道传热轴向与周向不均匀性。试验研究表明类三角形子通道轴向传热强度不均,沿轴向传热强度存在峰值区,大比热区传热强度大,而远离大比热区传热强度低;试验与数值模拟对比表明 (Spezlale, Sarkar and Gatski Model) 湍流模型可准确预测SCWR类三角形子通道超临界水传热特性;子通道周向传热严重不均,在垂直于主流方向横截面,流体和管壁之间的局部传热系数随着周向角的增大先升高后降低,其值在中心主流区处最大,在窄缝区位置最小,并且在不同的主流焓值区内周向传热不均程度不同;栅距比对子通道传热有影响,随着栅距比的增大,在整个主流焓值区内,平均壁温升高,换热系数降低,周向传热不均匀性显著减小。      

超临界水冷堆CSR150概念设计

超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。     

超临界传热关系式的整理与评估

在超临界条件下流体升温过程中不会出现相变,所以现有的超临界传热关系式基本都是参考亚临界条件下的单相传热关系式再添加相应的修正项得到。对现有的超临界传热关系式进行分类整理,介绍各类计算方法的特点并用实验数据对各类计算方法进行了评估,结果发现Bishop和Jackson关系式的计算结果与实验数据偏差相对较小,这类关系式的计算精度稍高。     

加热工况下圆管内超临界二氧化碳传热关系式分析评价

对已有的加热工况下圆管内超临界二氧化碳传热关系式进行分类整理,并基于公开文献报道的实验数据对已有关系式进行评价。从已公开发表的文献可见,现有关系式多是参考经典的单相传热关系式并加入修正项,各关系式在拟临界区域预测结果与实验数据偏差较大,Jackson关系式和Krasnoshcheko关系式预测结果与实验数据吻合相对较好。     

竖直圆管内超临界压力氟利昂传热试验研究

深入研究超临界压力下流体特殊的对流传热特性,对超临界水冷反应堆的堆芯设计至关重要。在上海交通大学SMOTH氟利昂回路上开展了压力4.3~4.7 MPa、质量流速600~2 500kg/(m2·s)、热流密度20~180kW/m2参数下的圆管内超临界上升流传热试验。远离拟临界温度区间内换热系数和Dittus-Boelter公式计算值很接近,热流密度越大,近拟临界区换热系数越小,小质量流速大热流密度下,发生显著传热恶化。加速效应无量纲数和浮升力无量纲数对传热特性显示了强烈的相关性。提出了氟利昂工质传热试验的传热恶化起始点关系式。Bishop关系式计算换热系数和试验值之间标准差很小,但整体略偏大;Jackson关系式计算值和试验值之间平均偏差很小,但标准差偏大。     

超临界水拟临界区的物性变化对传热特性的影响分析

超临界水的拟临界区是物性的剧烈变化区,对超临界水的流动传热具有重要影响,这个区域的物性数据直接影响到数值计算的可靠性。本文基于2个超临界实验工况利用FLUENT计算流体力学软件,分析超临界水在拟临界区的物性数据对传热特性数值计算结果的敏感性,并基于FLUENT软件的用户自定义函数(UDF)扩展其物性处理方式。通过与实验工况进行比较,认为改进后的物性处理方式有助于提高数值计算的预测精度。     

偏心圆环通道内超临界水传热特性数值模拟

采用CFX软件,对偏心圆环通道内超临界水传热特性进行了数值模拟。选取与实验数据吻合较好的SST模型,分别研究流道偏心和壁厚偏心对圆环通道内超临界水传热特性的影响。计算结果表明：流道偏心和壁厚偏心均会引起圆环通道内温度和速度周向分布不均匀,且偏心程度越严重,周向不均匀性越强烈;超临界水独特的物性变化也会影响偏心圆环通道内周向不均匀性,从而影响传热特性。     

CSR1000启动过程控制特性研究

启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。      

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。     

超临界水冷堆类四边形子通道亚临界水的传热试验研究

在压力为11~19 MPa,质量流速为700~1300 kg/(m2·s),热流密度为200~600 k W/m2的工况范围内,对超临界水冷堆(SCWR)堆芯棒直径为8 mm,栅距比为1.2的类四边形子通道的传热特性进行试验研究。结果表明:热流密度对类四边形子通道管管内的传热特性的影响显著,热流密度越高,传热恶化越容易发生;在较低的质量流速下,传热恶化发生可能性较大,质量流速较高时,对传热特性影响较小;压力对类四边形管管内传热特性的影响明显,压力越高,传热恶化现象越易发生,且临界干度值越低,传热恶化所覆盖的焓值区域越大。     

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。     

当量直径对超临界水流动传热特性的影响

以CFD商业软件FLUENT为计算平台,对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟。通过对几种湍流模型的对比,选取在超临界条件下适用性相对较好的SST模型进行计算,分别比较不同热力当量直径和不同水力当量直径下圆管与圆环通道加热面壁温、边界层温度及速度的分布,研究热力当量直径和水力当量直径对超临界水流动传热特性的影响。结果表明,正常传热工况下,水力当量直径对超临界水流动传热特性有很大影响,而热力当量直径几乎无影响。圆环通道内流动传热关系式可基于圆管进行拟合,超临界水流动传热特性的其他影响因素还需进一步研究。