摘要：燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对自主研发的CFD程序YH-ACT的初步验证,为其应用到反应堆设计的方案选择与优化提供基础,主要利用ANSYS CFD程序验证算例对YH-ACT程序的理论模型及数值算法进行验证;利用经济合作组织/核能机构(OECD/NEA)的CFD验证基准题实验数据对YH-ACT程序复杂流动下的湍流模拟准确性和可靠性进行了初步验证。结果表明YH-ACT程序在与二者的对比中均符合良好,证明了YH-ACT程序的准确性和可靠性。

摘要：本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转变为不稳定阶段后,进一步增大热流密度会触发沸腾临界,且所有沸腾临界均属于DO型沸腾临界。当液相质量流速较高时,环状流近壁液膜主要在汽芯强烈的扰动作用下迅速破裂;当入口水温较低时,近壁液膜主要由于强烈的蒸发现象迅速破裂;因此沸腾临界与流动不稳定性几乎同步被触发。本文分别通过引入受限系数(Nconf)、过冷数(Nsub)、以及Weber数(We)来反映壁面的限制作用、入口过冷度、以及惯性力与表面张力对沸腾临界的影响,建立了适用于Din=2.15 mm带旁通小流道的CHF模型。

摘要：为满足反应堆高精度流动传热数值仿真需求,提出了一种基于面向对象的、分层架构设计的、高可扩展的自主化反应堆计算流体动力学(CFD)软件WINGS-CFD。从理论模型、数值离散方法、软件架构等方面介绍WINGS-CFD软件的总体设计,并采用WINGS-CFD软件对反应堆典型场景流动传热工况进行了数值计算。结果表明,WINGS-CFD计算结果的精度与商用CFD软件的结果相当;WINGS-CFD软件具备优秀的并行性能,可支持亿级网格大规模数值仿真以及中子输运与流动传热耦合仿真,为反应堆系统的精细化多物理场分析提供了自主化数值技术手段。

摘要：利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发,并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算,其中FLUENT程序计算实验入口区域,为CORTH程序提供准确的入口流量分布,而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明,多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递,并且模拟计算结果与实验结果符合良好。

摘要：采用两相计算流体动力学(CFD)方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究,其中结构搅混格架(MG)和跨间搅混格架(MSMG)交替布置,计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递,但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数,首先以带2道格架(MG、MSMG)的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象,对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置,针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究,计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性,但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性,因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束,该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择,为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性,并从提高燃料组件临界热流密度(CHF)特性的角度对其进行评价,获得与实验一致的结论,证明了评价方法的正确性。

摘要：板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩形通道边界层内速度分布、雷诺切应力等流场特性,探究了通道间隙对边界层的影响规律。实验结果表明,矩形通道的湍流边界层无量纲速度分布符合Spalding公式,在距离窄边壁面0.2~0.3 mm范围内存在雷诺切应力峰值区,随着雷诺数的增加,速度边界层的黏性底层逐渐减薄,对数律层占比增大,雷诺切应力峰值区向壁面方向靠近。减小矩形通道间隙,将会限制近壁面速度剖面的发展,使得近壁面速度梯度增大,湍流强度减小。

摘要：精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。

摘要：作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提出了表征冷热通道温度交换效果的热扩散特性因子,基于计算流体动力学(CFD)技术形成了一整套热扩散特性评价方法,并和试验结果进行了对比验证。对比分析结果表明,数值方法的结果与试验结果相对偏差不超过10%,符合效果良好,在考虑一定保守惩罚的情况下基本上可替代相关试验,极大地提高了设计研发效率。此外,对热工水力参数、定位格架结构、轴向格架数量、格架跨距等因素对燃料组件热扩散特性的影响进行了深入分析,结果表明组件的热扩散特性与格架等结构密切相关,受热工参数的影响不大。

摘要：为研究计算流体力学(CFD)方法预测棒束通道内流场分布的准确性,基于网格敏感性分析所确定的网格方案,采用标准k-ε模型(SKE)、可实现k-ε模型(RKE)、标准k-ω模型(SKW)和剪切应力传输模型(SST模型)对单相棒束流动进行模拟,并将横向速度与轴向速度与试验结果进行量化比较。结果表明:4种湍流模型均能较好地预测棒束通道内的流场分布,其中SKE与RKE的在横向速度预测上相对偏差较小,为19.6%;对于近格架区域的横向流场分析,SKE模拟较优,反之RKE模拟较优;对于轴向速度的预测,SKE的相对偏差最小为4.9%;4种湍流模型均低估均方根(RMS)速度,但能够预测棒束通道内RMS速度的分布规律,近格架区域采用RKE,反之SST较优。本文的计算结果可为单相棒束流动CFD分析的最佳实践导则建立提供参考。

摘要：核电站的安全性是至关重要的,弹棒事故作为IV类设计基准事故,必须在事故发生后保证核电站仍能到达其安全目标。随着自主化燃料组件的研制,弹棒事故下的燃料安全准则也备受重视。因此本文对反应堆弹棒事故下的典型模拟实验、各国准则以及准则制定方法进行详细研究,为建立弹棒事故下的燃料安全准则提供理论支撑。