基于图像算法的棒束通道流动交混研究

反应堆燃料组件内冷却剂流动特性是反应堆热工安全分析重要内容,本文针对带定位格架的棒束通道内可视化实验图像数据,基于图像算法对棒束通道内流动交混现象进行了定性与定量的分析,为堆芯热工水力及安全分析提供参考。从数据验证、规律总结、机理分析3个层面上提出了图像处理方法,并采用这些方法对棒束通道内实验数据进行了分析,分析结果表明:定位格架下游流体的流动交混在5 cm开始逐渐缓和;Canny算子适用于定位格架湍流图形的边缘识别。     

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。     

压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析

压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。     

三环路压水堆压力容器上腔室交混矩阵数值研究

使用STAR-CCM+软件对三环路压水堆压力容器上腔室流场进行了大规模、精细化三维数值模拟,并采用组分跟踪方法分别对157个燃料组件出口冷却剂流动进行计算,构造了一个具有3×157个元素的“上腔室交混矩阵”,用该矩阵即可定量、精确地描述冷却剂从堆芯流出后,经上腔室内交混并再分配到各热管道的复杂流动过程。研究发现堆芯流出的冷却剂在压力容器上腔室内的交混是并不充分的,径向上不同位置燃料组件流出的冷却剂会在上腔室同热管道的接口区域存在明显的对应关系,而燃料组件径向功率分布的差异必然导致热管道中冷却剂热分层现象的产生。      

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。      

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。     

反应堆下腔室涡流引起堆芯流动不稳定性试验研究

压水反应堆各个环路中的冷却剂在下腔室发生剧烈湍流交混,下腔室腔体内产生大量涡流,会导致堆芯燃料组件入口流量随机震荡,引发堆芯瞬态流动不稳定性,可能影响到反应堆热工、结构安全或传热性能。本文对反应堆内燃料组件区域流动特性开展研究,通过水力学试验手段获得反应堆堆芯在多种运行工况下,下腔室安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的堆芯燃料组件入口流量脉动数据,试验结果表明,流量分配裙对下腔室涡流的抑制效果明显,在碎涡整流作用下,堆芯流量脉动明显降低;随着运行环路数的减少,下腔室流场对称性降低,涡流增强,堆芯流量脉动明显增大;下腔室涡流还会对堆芯入口流量分配均匀度造成不利影响,流量脉动偏大区域对应的流量分配因子明显较小。     

基于CFD方法的反应堆流量分配结构的优化设计

采用商用软件ANSYS CFX12.1对反应堆压力容器内流体区域进行计算流体动力学(CFD)分析,获取了相关结构的压降、堆芯入口流量分布和交混特性等参数,研究球形和格架两种不同流量分配结构形式对堆芯入口水力特性的影响,通过结构参数的优化,确定最终流量分配结构设计方案。     

模化流速对反应堆整体水力学特性影响的研究

本文采用理论分析和数值模拟方法对反应堆1/3缩比模型的整体水力学特性进行了研究,主要分析不同模化流速对反应堆的压降、入口流量分配及下腔室交混特性的影响,理论和模拟分析结果表明:当流速满足反应堆模型雷诺数大于临界雷诺数条件时,堆芯前的流动进入自模区,不同流速对整体水力学特性无明显的影响。本研究结果可为反应堆整体水力学实验模化流速的选择提供依据。     

堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值研究

以国产百万千瓦级压水堆核电厂(CNP1000)的反应堆整体水力实验模型为对象,以实验工况为边界条件,开展堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值计算研究。使用计算流体力学(CFD)方法,通过堆芯流场验证计算和下腔室导流围筒多种孔径的流场计算分析,获得详细的堆芯内部流场流速与压力的分布情况,确定下腔室导流围筒对燃料组件入口流量分配、堆芯入口压力分布以及堆芯下腔室交混特性的影响,为堆芯内部结构的优化设计提供依据。     

棒束定位格架空泡份额分布特性实验研究

带定位格架棒束通道内的空泡份额分布特性是反应堆热工水力特性研究的重要内容。对AFA 2G3× 3定位格架组成的棒束通道在空气 水两相流动工况下用RBI光学探针测得了通道内的横向空泡份额分布 ,分析了其横向分布的一般规律。结果表明 ,定位格架结构 ,特别是交混叶片对定位格架附近区域两相流动和空泡份额分布特性有重要影响 ,从而为进一步研究棒束定位格架加热工况下两相流动特性 ,发展新型高热工水力性能燃料组件打下基础     

棒束定位格架流动和传热特性研究综述

定位格架是反应堆堆芯燃料组件关键部件之一。定位格架的存在影响了堆芯的各种热工水力性能。性能优良的定位格架能改善堆芯燃料组件热工水力性能，提高临界热流密度而不致太增加压力损失。本文就国内外对带定位格架棒束通道内流动和传热特性研究现状和研究结果进行了综述。     

秦山核电厂反应堆整体模型水力试验

应用相似原理,根据工程需要,采用1:5比例设计整体水力模型。对堆芯与上腔室几何形状,经过工程分析,考虑欧拉准则Eu与雷诺准则Re关系,在Re数等于自模Re数时(模型Re取10~5,足够保证自模),可使模型的欧拉数(阻力系数)与原型的相等。堆芯由模拟燃料组件组成以模拟原型的阻力系数,这些组件由具有同心流动通道的正方形横截面的铝棒制造。模拟燃料组件的个数、排列方式与原型相同,使流量分布数据有一一对应关系。所有模拟燃料组件在整体水力试验之前,逐个按阻力系数相等于原型的阻力系数进行标定。对工程设计的两块实心比为0.438和0.7的流量分配板进行了试验,测量了堆芯流量分布并归并成归一化流量分布,还测量了从反应堆进口,经堆芯到上腔室出口的模型各部分阻力系数。通过试验分析和比较,选择实心比为0.7的流量分配板,其堆芯流量分布对应的下腔室流量分配分因子为1.05,和工程取值一致,也和国外数据相符,它可用于秦山核电厂反应堆设计。     

一回路腔室结构对自然循环铅基快堆堆芯流量分配特性影响研究

堆芯流量分配特性是自然循环铅基快堆热工水力设计的重要内容,一回路腔室几何结构是影响堆芯流量分配特性的重要因素之一。利用计算流体力学方法(Computational Fluid Dynamics,CFD)模拟小型模块化自然循环铅冷快堆(Small Modular Natural Circulation Lead-cooled Fast Reactor-10 MW,SNCLFR-10)一回路流场,分别研究一回路上腔室提升筒高度、中心测量柱半径及长度,下腔室深度、纵横比以及导流结构高度对堆芯流量分配特性的影响特性。研究结果表明:改变提升筒高度、中心测量柱半径及长度对堆芯流量分配特性影响较大;改变反应堆下腔室深度和下腔室纵横比对堆芯整体流量和流量分配特性所造成的影响不显著;在反应堆下腔室加装角状凸起形导流结构可有效改善下腔室流场,但无法有效改变堆芯流量分配特性。     

秦山核电厂反应堆整体模型水力试验

应用相似原理,根据工程需要,采用1:5比例设计整体水力模型。对堆芯与上腔室几何形状,经过工程分析,考虑欧拉准则Eu与雷诺准则Re关系,在Re数等于自模Re数时(模型Re取10~5,足够保证自模),可使模型的欧拉数(阻力系数)与原型的相等。堆芯由模拟燃料组件组成以模拟原型的阻力系数,这些组件由具有同心流动通道的正方形横截面的铝棒制造。模拟燃料组件的个数、排列方式与原型相同,使流量分布数据有一一对应关系。所有模拟燃料组件在整体水力试验之前,逐个按阻力系数相等于原型的阻力系数进行标定。对工程设计的两块实心比为0.438和0.7的流量分配板进行了试验,测量了堆芯流量分布并归并成归一化流量分布,还测量了从反应堆进口,经堆芯到上腔室出口的模型各部分阻力系数。通过试验分析和比较,选择实心比为0.7的流量分配板,其堆芯流量分布对应的下腔室流量分配分因子为1.05,和工程取值一致,也和国外数据相符,它可用于秦山核电厂反应堆设计。     

基于多孔介质模型的压水堆堆芯温场数值模拟

针对压水堆的复杂结构特点,对堆芯采用多孔介质模型,建立完整的压力容器堆芯模型,使用商用软件CFX对压力容器堆芯的热工水力特性进行数值模拟,得到偏环运行和典型事故工况下冷却剂的热工水力响应特性。计算结果表明:应用多孔介质模型能有效正确直观显示堆芯的冷却剂温度分布情况,在偏环运行工况下堆芯会出现偏心现象,而通过瞬态事故工况计算结果表明堆芯中上部冷却剂温度最高,对压水堆的热工安全具有一定指导作用。     

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线.反应堆整体实验模型的比例为14.模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极.实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成.实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数.     

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

对采用“水力缓冲+机械缓冲”技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故（吊篮断裂）下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟,分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律;基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程,研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示,堆芯跌落事故下,水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量,与传统缓冲结构相比,缓冲效果更佳,确保了反应堆压力容器（RPV）的结构完整性和堆芯稳定性。      

超临界水冷反应堆内带定位格架的类三角形堆芯通道流动传热特性研究

采用结构化多面体网格和商用CFD软件对反应堆堆芯棒径D=8 mm,栅距比P/D=1.4超临界水冷反应堆内带定位格架类三角形堆芯通道内超临界水流动与传热特性进行研究。研究结果表明:采用SSG湍流模型计算得出的内壁温度与实验数据吻合良好。定位格架会导致工质产生扰动,阻流片型定位格架比标准型定位格架对流体扰动影响大。定位格架可强化堆芯通道内超临界水传热,阻流片型定位格架末端强化换热能力要优于标准型定位格架。     

压水堆下腔室流场对堆芯流场和温度场影响数值分析

利用三维数值模拟,对不同环腔厚度和环腔内冷却剂速度条件下,下腔室内冷却剂流场进行了计算。在此基础上,对压水堆流量孔板冷却剂流量的分配情况进行了分析,并找出了通过流量孔板通孔小组的冷却剂流量与平均流量的最小偏差。分别计算了最小偏差条件下与平均流量条件下,堆芯内板状燃料元件周围冷却剂的流场和温度场。发现由环腔厚度或环腔内冷却剂速度不同而引起的下腔室流场分布不均匀,对堆芯内冷却剂流场和温度场影响较大。