反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。     

小型压水堆下腔室交混特性实验研究

为研究小型压水堆下腔室的交混特性,本文基于比例模化方法,开展小型压水堆1∶3比例模型水力学实验,通过测量溶液浓度变化,获得在冷管流量均衡和非均衡工况下堆芯入口的交混因子矩阵。研究结果表明,均衡流量工况下,冷管流量的变化对堆芯入口交混因子矩阵未产生明显影响;非均衡流量工况下,靠近出口管的燃料组件交混因子受流量不均衡的影响较大,而中心区域的交混因子变化幅度较小。由此可见,小型压水堆在均衡流量下具有较稳定的下腔室交混特性,而在非均衡工况下需要重点关注出口附近燃料组件交混特性的变化。      

秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合较好;对于下腔室交混特性,两种差分格式的计算结果均与试验结果差异较大,相对而言,迎风格式的计算结果在最大与最小交混因子方面与试验结果更接近。进一步分析发现,是否考虑主泵引起的螺旋流动很可能是造成计算与试验结果偏差的主要原因。     

压水堆上腔室冷却剂温度振荡现象研究

为了解压水堆上腔室冷却剂的温度振荡现象,利用专业计算软件CFX,采用大涡模拟（LES）方法,对简化上腔室内的瞬态流场进行数值模拟,并与实际数据进行对比分析。结果表明,LES模型可较好地模拟上腔室的温度振荡现象;上腔室出口区域的温度波动多集中于低频部分,未呈现出明显的周期性;出口位置对流场温度分布有明显影响,自入口至上腔室出口中心线所在平面,外围及中心部分温度波动幅度较大,其余区域温度变化幅度较小;而自上腔室出口中心线所在平面至顶部区域,温度波动逐渐趋缓。     

压水堆上腔室模拟体三维流场分析

本文以秦山核电厂压水堆为例，对其上腔室模拟体内的紊流强迫流动进行了三维稳态研究。采用Ｌａｕｎｄｅｒ和Ｓｐａｌｄｉｎｇ提出的Ｋ－ε两方程模型，并结合壁面函数法，对模拟体内的紊流强迫流动进行了数值模拟，得到了三维流速分布以及最大横向流速所在区域。在上腔室模拟体上，以水为介质进行了流场的可视化实验研究，采用激光测速仪测得了纵向流速分布，并用流线显示了流场，数值计算与流场试验结果符合较好。     

压力容器下腔室冷却剂流动特性数值模拟研究

压力容器流场特性是反应堆热工水力设计的重要依据之一。论文采用三维数值模拟方法,建立了包括进口及环形下降段、下腔室及堆芯进口段、堆芯段的华龙一号反应堆压力容器下腔室分析模型,并采用多孔介质模拟堆芯段压降及流动,在网格数量级敏感性分析的基础上确定了最终网格模型,对运行工况下压力容器下腔室冷却剂的流动特性进行了研究。结果表明,下腔室出现逆时针漩涡流动,冷却剂在冲刷格架板后在下腔室底部汇集并向上流入堆芯;通过分析格架板的上、下表面压差发现大、小格架板所受水力冲击方向相反,载荷大小相近;对下堆芯板流水孔归一化流量分配进行了分析。通过求解附加标量浓度输运方程以标记并跟踪冷却剂的分布和交混,结果表明冷却剂随着流动发生逆时针横向交混,平均有43.7%的冷却剂份额会偏移至逆时针的相邻堆芯进口位置,表明交混特性较好。     

棒束子通道湍流交混特性的数值模拟研究

为了提高核反应堆系统的经济性和安全性,本文采用CFD方法对棒束子通道间湍流交混效应进行研究。对子通道建模,选取SST k-ω模型进行计算,完成了网格敏感性分析。采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法对湍流交混系数进行计算。计算结果表明：雷诺数较小时,单相湍流交混系数随雷诺数的增大而增大;当雷诺数达到一定值时,单相湍流交混系数近似为定值;采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法计算所得的湍流交混系数无太大差别。本文拟合得到了适用于单相工况的湍流交混系数计算公式。     

压水堆上腔室流场的实验研究

ＰＷＲ作为核电发展的主要堆型，在全世界范围内得到了广泛的应用，也是我国的主要发展堆型。但是对关系到反应堆安全运行的、直接作用在控制棒导向筒上的上腔室流场的分析研究，长期以来由于紊流流动机制的复杂性和上腔室中控制棒导向筒组件布置的密集性，这方面的研究一直没有深入下去。在压水堆运行期间，作用在上腔室构件上的作用力与冷却剂的流动特性有很大的关系，通过模拟实验弄清上腔室的流速分布，对了解作用在控制棒上的水力载荷，以及控制棒能否按指令在导向筒内自由升降和快速下插具有十分重要的意义。本文在３００ＭＷｅ核电站ＰＷＲ上腔室１：４可视化模拟体中，以水为介质进行了上腔室流场的可视化实验研究。采用激光多普勒测速仪（ＬＤＶ）和Ｎ－Ｊ型应变片式测速仪测得了上腔室模拟体中的流速，并用归一化的数据处理方法，显示了整个流场的流速分布规律，找出了整个流速的最大区和最大值。从而为控制棒导向筒的结构力学分析和ＰＷＲ上腔室的数值模拟分析提供实验依据。     

运用空度概念的压水堆上腔室水力分析程序

把空度概念运用于压力容器上腔室的流场计算中，以３００ＭＷ核电站ＰＷＲ压力容器上腔室的１∶４模型为例进行了模拟计算和结果分析比较，证实了把空度概念运用于上腔室流场计算的作用。最后把流场计算结果与在３００ＭＷ核电站ＰＷＲ压力容器上腔室的１∶４可视化模型中实测的流速结果作了分析比较，本程序的计算结果在上腔室的中部，尤其是在出口管嘴附近与实验数据符合较好，具有一定的工程应用价值。     

窄间隙矩形多通道流动交混特性数值模拟

采用CFD程序CFX对窄间隙矩形多通道内流体的交混特性进行了数值模拟.数值计算结果表明:流体经过全部的交混段后,两边侧边通道内的流量低,中间4个主通道内的流最高.入口流量大小不同的条件下,流体经过全部的交混段后,主通道内的流量都趋于一致.前4段的流动交混较为明显,随着轴向交混段的增加,交混量越来越小;流体交混时,主通道入口流量大的通道内的流体向入口流量小的通道内运动,初始阶段在侧边通道和交混段产生了较强的二次流,但随着轴向交混段的增加,二次流变得越来越小.     

压力容器气腔内放射性惰性气体含量估算

核电站运行过程中产生的放射性惰性气体对电站辐射安全有着重要的意义。本文依托某压水堆核电站大修期间一起放射性气体泄漏事件,介绍压水堆核电站大修期间,稳压器开口后,压力容器开大盖前,压力容器气腔内放射性惰性气体含量估算方法。     

USNRC materials research for evaluation of pressurized thermal shock in RPV of PWRs

The recent definition of a postulated thermal shock accident followed promptly by system repressurization termed an overcooling or pressurized thermal shock accident has set a large analysis and research effort into motion. The essential elements are concerned with defining the accident transients, evaluating the instrumentation and controls that cause the postulated accidents and evaluating the metallurgical and structural mechanics aspects of the reactor vessel with respect to its failure potential. This paper discusses the research underway by NRC for the vessel material and fracture consideration of this postulated accident and also provides information on our plans for mitigation of this problem.     

日本文殊快堆紧急停堆后堆芯出口腔室瞬态工况模拟研究

基于日本文殊快堆停堆实验数据,完成了文殊快堆上升桶通流孔结构分别为直角、圆角下堆芯出口腔室内较完整的热分层进程模拟,并从热分层的形成、界面上升速度、温度梯度及通流孔钠流量比率等方面对热分层特点进行深入分析。结果表明,数值模拟结果与实验结果符合较好,在一定条件下,数值模拟可很好地预测钠冷快堆内整体热工水力行为。本文结果为建立一套用于预测钠堆内复杂瞬态工况的数值模拟方法积累了经验。     

Numerical prediction of stratified pipe flows in PWRs

The phenomenon of thermal stratification has been analysed on the l'EXPRESS experimental facility representing the pressurizer surge line of a Framatome PWR. This experimental approach has allowed to characterize flow regimes for different operating conditions. A numerical simulation approach has been performed by the TRIO code. The measured fluid temperatures have been compared to calculated values. A first validation of the numerical simulation was realized by comparing steady state results to experimental values, the second one by comparing transient conditions. Also the stratification onset has been estimated and compared to the experiment. The numerical simulation has allowed to obtain a good prediction of the quantities representative of the thermal loading.     

日本文殊原型快堆堆芯出口腔室热分层现象数值模拟

本文利用商业CFD程序STAR-CCM+,采用合理的网格生成技术及物理模型,对日本文殊原型快堆堆芯出口腔室建立近似1∶1的模型,模拟分析40%额定功率停堆过程中堆芯出口腔室的瞬态工况,获得腔室内较为完整的热分层进程。结果表明：停堆2 min后腔室内出现稳定热分层现象;10～21 min时热分层通过上升桶桶顶位置;10～140 min热分层处于上升筒顶端位置附近期间,腔室内流型不稳定;140 min后热分层完全处于上升桶顶,桶内流型稳定且接近于停堆前。模拟结果与实验数据对比表明,停堆初期4 min内两者符合较好,表明本文模拟方法适用于停堆工况堆芯出口腔室热分层进程模拟;之后模拟进程明显快于实验,分析其偏差主要来自模拟边界及结构与实际的差异。     

高温气冷堆下联箱热气混合的数值模拟和几何优化

高温气冷堆下联箱用于混合温度不均的堆芯出口气体。已有研究显示,当前下联箱设计方案的气体混合能力尚待提高,由其导致的压力损失则需进一步降低。本文采用数值模拟方法,并对比实验数据,讨论了适用于下联箱几何优化的网格类型和网格规模,通过合并原有的肋片状流道以及扩展热气导管起始端,对下联箱的几何形状进行了优化,并通过对比不同优化方案选出了兼具提升气体混合率和减小压力损失的改进方案。本文的研究结果可为高温气冷堆下联箱的改进设计提供参考依据。     

日本文殊快堆整体热腔室流场三维数值模拟

为研究日本文殊快堆一回路热腔室的热工水力特性,借鉴和消化国外快堆的设计经验,使用流体力学软件CFX对文殊快堆整体热腔室进行三维稳态数值模拟,得到其整体热腔室流场。文殊快堆全堆芯温度监测系统可为我国快堆小型化设计作技术准备。