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超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析

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　第29卷　第1期核科学与工程Vol.29　No.1

　2009年　3月ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringMar.　2009

收稿日期:2009201219;修回日期:2009202220

基金项目:国家重点基础研究发展计划资助(2007CB209806)作者简介:刘占权(1983—),男,山西忻州人,硕士研究生,从事反应堆物理数值方法研究

超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析

刘占权,蒋朱敏,蒋校丰,王涛,张少泓(上海交通大学核科学与工程学院,上海200240)摘要:为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题,本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理2热工耦合稳态分析模型,并针对文献给出的美国超临界水堆参考设计方案进行了稳态堆芯参数的计算,得出了和文献相一致的结论,为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础。关键词:超临界水堆;核热耦合;一维;稳态;分析中图分类号:TL33 文献标识码:A 文章编号:025820918(2009)0120016206

Neutronics/thermal2hydraulicscoupledaxial1DmodelforSCWRcorestaticanalysis

LIUZhan2quan,JIANGZhu2min,JIANGXiao2feng,WANGTao,ZHANGShao2hong(SchoolofNuclearScienceandEngineering,ShanghaiJiaoTongUniversity,Shanghai200240,China)Abstract:InordertostudytheissueofstabilitythatmayexistinSCWRcorecausedbyfluidflowandneutronics/THcoupling,asimplifiedaxial1Dsinglechannelmodelisde2velopedtodoneutronics/thermal2hydraulicscoupledSCWRcoreanalysis.TheUnitedStatesSCWRreferencecoredesignisstudiedandresultsobtainedarefoundtobecom2parabletothereferenceones.FurthertransientstudiesonSCWRstabilityarecarryingonbasedonthisstaticmodel.Keywords:supercriticalwaterreactor;neutronics/thermalhydraulicscoupling;one2di2mensional;static;analysis

超临界水冷堆SCWR(SupercriticalWater2CooledReactor)冷却剂物性参数在拟临界点附近变化剧烈,是否存在核热耦合的不稳定性问题是SCWR研究关注的热点问题之一。

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ÓÉ Foxit Reader ±à¼-°æȨËùÓÐ (C) Foxit Software Company,2005-2006½öÓÃÓÚÆÀ¹À¡£文献[123]采用频域法对该问题进行了初步的研究。频域法的优点是能够直接得到有关无量纲参数的稳定性区域,但模型本身需要引入近似、作线性化处理,这为精确的堆芯物理2热工模型的应用带来了困难。相反,直接数值模拟方法可对堆内的物理过程展开精确的模拟。虽然物理2热工相耦合的三维堆芯瞬态分析是研究稳定性的理想途径,但考虑到SCWR堆内冷却剂的物性突变主要在堆芯轴向发生,因此,首先建立简化的轴向一维分析模型对研究SCWR稳定性也大有帮助。作为开展瞬态研究的基础,本文首先建立起了堆芯轴向一维的稳态分析模型,并以美国SCWR参考设计方案为例,进行了堆芯参数的分析计算,取得了和文献基本一致的结果,为下一步开展稳定性研究打下了基础。1　物理模型SCWR堆芯简化一维模型如图1所示,即堆芯被简化成由单根燃料棒、单个冷却剂通道和单个水洞慢化剂通道组成的系统,其中冷却剂进堆后,大部分沿封闭的慢化剂通道自上往下流动,至堆芯下腔室与沿压力容器2吊篮桶体间环形空间流下来的冷却剂交汇,再折而向上流经棒栅冷却燃料棒。图1　堆芯简化模型Fig.1　Simplified1DmodelforSCWRcore需说明的是,虽然在进行流动传热计算时,每一轴向层内,燃料元件、冷却剂和慢化剂是分别建模的,但在进行堆芯物理计算时,每一轴向层是均匀的,具有相同的均匀化参数。1.1　反应堆物理模型采用双群中子扩散模型和细网差分法来计算轴向中子注量率和功率密度分布。其中,轴向各层的均匀化截面参数为燃料、冷却剂和慢化剂热工参数的函数。为考虑热工参数的反馈,本文参考目前轻水堆堆芯分析的普遍做法,

由组件计算程序Dragon[4]事先产生好各种参考工况下的组件均匀化参数,堆芯工况偏离参考工况所引入的各种反馈,通过截面表插值来获得。1.2　热工水力学模型1.2.1　芯块导热在不考虑芯块、气隙及包壳轴向导热的情况下,由带内热源的稳态一维导热方程容易导出燃料芯块中心温度TP,C、表面温度TP,S和平均温度TP之间有如下的关系:

TP,C-TP,S=qyr2P4κP=ql

4πκP

(1)

TP,C=TP+ql

8πκP

(2)

式中:下标P代表芯块;rP为芯块半径;

κ

P为芯

块导热系数;qv和ql分别为芯块的体功率密度和线功率密度。文献[5]采用下式计算芯块导热系数κP随芯块平均温度的变化:

κP=3824402.4+TP+6.1256×10-11(TP+273)3

(3)1.2.2　气隙、包壳导热通过求解气隙和包壳的稳态热传导方程,

可获得如下燃料芯块表面温度与包壳外表面温度之间的关系:

TP,S-TS,o=ql

2π

1rS,ihg+1

κSlnrS,orS,i

(4)

式中:下标S代表包壳;rS,i和rS,o分别为包壳的内半径和外半径;TS,o、hg和κS分别表示包壳外

表面温度、气体等效传热系数和包壳导热系数。1.2.3　对流换热由对流换热公式可获得如下包壳表面温度和冷却剂温度之间的关系:

TS,o-TC=ql

2πrS,OhSC

(5)

式中:下标C代表冷却剂。TC为冷却剂平均温71

ÓÉ Foxit Reader ±à¼-°æȨËùÓÐ (C) Foxit Software Company,2005-2006½öÓÃÓÚÆÀ¹À¡£度,hSC为包壳冷却剂间的对流换热系数(采用D2B关系式计算)。综合上述各部分关系式可得:TP=ql2π14κP+1rS,ihg+1κSlnrS,orS,i+1rS,ohSC+TC(6)考虑到芯块导热系数κP是芯块平均温度TP的函数,在燃料芯块线功率密度和冷却剂温度已知的情况下,迭代求解上式便可确定燃料芯块的平均温度。1.2.4　冷却剂和慢化剂的输热冷却剂和慢化剂通道的质量和动量守恒方程可统一表示为:5ρi5t+5(ρiνi)5z=0(7)ρi5νi5t+ρiνi5νi5z=-5Pi5z+siρig-fiρiν2i2Di,e(8)式中:下标i统一代表慢化剂或冷却剂;ρ、ν和h分别为流体的密度、流速和比焓;f、De分别为流体的摩擦系数和水力当量直径。由于冷却剂和慢化剂的流动方向相反,因此式(8)中重力项前面的符号是不同的,对冷却剂,s=-1;而对慢化剂,s=1。结合图3所示的SCWR组件设计,由于冷却剂通道同时与燃料包壳和慢化剂通道发生热交换,因此冷却剂通道的能量守恒方程应表示为:ρC5hC5t+ρCνC5hC5z=qS,oLS,oAC-qM,oLM,oAC(9)式中:qS,o和qM,o分别为包壳外表面和慢化剂通道外表面的热流密度;L为加热周长;A为流道的横截面面积;下标C和M分别代表冷却剂和慢化剂。而慢化剂通道由于只和冷却剂通道发生热交换,因此,其能量守恒方程与式(9)的形式不同,应表示为:ρM5hM5t+ρMνM5hM5z=qM,iLM,iAM(10)式中:qM,i为慢化剂通道内表面的热流密度。本文采用有限差分法求解冷却剂和慢化剂的输热问题。在燃料棒线功率密度ql给定的情况下,具体迭代计算过程如下:(1)在轴向每个网格的qM,o和qM,i假定已知的条件下,在慢化剂通道内自上而下计算各轴向网格的热工水力参数;

(2)在慢化剂通道堆芯最底部的网格出口

处,从慢化剂通道流出的水和直接下流的冷却剂进行混合,通过动量及能量守恒关系式,计算出冷却剂通道入口处的热工水力参数;

(3)在冷却剂通道内,自下而上计算每个

网格的热工水力参数;

(4)在得到了冷却剂和慢化剂通道的轴向

温度分布后,更新每个网格的qM,o和q

M,i;

(5)重复(1)～(4)过程,直到计算收敛。

2　数值计算基于上述模型,本文研制了SCWR一维物理热工耦合稳态分析软件,图2给出了软件数值计算过程的主要流程:

图2　总体计算流程图Fig.2　Theoverallcalculationprocess

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CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状

CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状


Ｃ Ｆ Ｄ方法在超 临界水冷堆热工水力 研 究 中的应用现状
曾小康 ，李永亮 ，闫 晓 ，肖泽军 ，黄彦平
中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，６ １ ０ ０ ４ １
摘要 ： 计算流体力学 （ Ｃ Ｆ Ｄ） 数值方法已成为超临界水 冷堆 热工水力 特性 分析 的重要工具 。目前 ，超 临 界条件下的 Ｃ Ｆ Ｄ数值方 法一 般直接采用亚 临界单相湍流模型 ， 其局限性在于现有的湍流模型难 以准确模拟重 力和热膨胀加速 度效应 ， 在热流密度特别大的情况下 ， Ｃ Ｆ Ｄ数值方 法适 用性 较差 。本文综合介绍 了中核核反
图 ｌ 传热 强化 时 Ｃ Ｆ Ｄ结果与实验数据 的对 比
Ｆ ｉ ｇ ． １ Ｃ ｏ ｍｐ ａ ｒ ｉ ｓ ｏ ｎ ｏ ｆ Ｃ Ｆ Ｄ Ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ａ ｎ ｄ Ｅ ｘ ｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ Ｄａ ｔ ａ
ｗｈ ｅ ｎＥｎ ｈ ｎｃ ａ ｅ ｄＨｅ ａ ｔ Ｔ ｒ ｎｓ ａ ｆ ｅ ｒ Ｏｃ ｃ ｕ ｒ
界水流动传热的影响大小和机理 ，预测各类通道 Ｅ Ｔ Ｈ开展的超临界水冷堆热工水力特性 Ｃ Ｆ Ｄ研 中超临界水传热的热点大小及其位置 ，并与其他 Ｒ 究为例 ， 介绍 Ｃ Ｆ Ｄ方法在超临界水冷堆技术开发 程序 （ 如中子物理计算程序 、子通道分析程序 、 中的优势和难点 ， 说明 Ｃ Ｆ Ｄ方法在超临界水冷堆 热工系统程序等 ） 进行多尺度多因素耦合分析 ，
２ 湍 流模 型适 用性评 价 和 时均 化方 程 的 推导
２ ． １ 模 型评 价
超临界水可看作强变物性的单相水 ，当超临 界水远离拟临界区或热流密度较小时 ，超临界水 的性质更接近亚临界单相水 ；此时常规湍流模型 的适用性较好 。当超临界水处 于拟临界 区且热流 密度较大时 ，特别是发生传热恶化时 ，超临界水
超临界水冷堆的安全分析

超临界水冷堆的安全分析

超临界水冷堆的安全分析齐炳雪;俞冀阳【摘要】应用RELAP5-3D程序建立了超临界水冷堆(SCWR)的稳态模型,并在此基础上,分别对SCWR的两种瞬态和两种事故工况进行了分析.汽轮机旁路系统的存在可有效维持反应堆压力,保证反应堆安全.若SCWR失去给水,在辅助给水系统启动之前,向下流的水棒可通过热传导带走堆芯热量,并向燃料通道内提供冷却剂,缓解堆芯升温.因而,向下流的水棒体现了SCWR的安全性.主泵卡轴事故由于没有惰转,最热包壳温度值最大,因而主泵惰转可有效缓解包壳温度的升高.%Using the RELAP5-3D code, a stability model of supercritical water-cooled reactor (SCWR) was established. Based on this, two transients and two accidents were analyzed. The turbine bypass valves can hold the reactor pressure constant to make sure the reactor is safe. When loss of feedwater, the downward-flow water rods system can remove heat by heat conduction and supply the coolant to the fuel channel, they mitigate the core heat-up before the auxiliary feedwater system startup. So the downward-flow rods exhibit the safety of SCWR. Because there is no coast-down time, the hottest cladding temperature is the highest when the reactor coolant pump seizure occurrs, so the coast-down time plays an important part in mitigating the cladding heat-up.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)006【总页数】5页(P669-673)【关键词】超临界水冷堆;RELAP5-3D程序;安全分析【作者】齐炳雪;俞冀阳【作者单位】清华大学工程物理系,北京100084;清华大学工程物理系,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL411;TL33作为第四代核能系统，超临界水冷堆（SCWR）是一种在高于水的热力学临界点（374℃，22.12MPa）工况下运行的高温高压的轻水堆，是在现有轻水堆和超临界火电机组基础上发展起来的革新性设计。

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

摘要重反射层的应用可提高反应堆中子经济性其 结 构 和 中 子 吸 收 特 性 均 与 压 水 堆 常 规 围 板反 射 层 差异较大因此对核设计程序的计算分析能力提出 了 新 的 要 求 为 分 析 重 反 射 层 建 模 方 案 对 堆 芯 中 子 学计算结果的影响使用先进中子学程序 E:$>VK 和确 定 论 堆 芯 高 保 真 模 拟 程 序 K":>V` 对 压 水 堆 重 反射层问题进行了高保真模拟分析了.种反射层建模方案下计算结果的差异并将高 精 度 计 算 结 果 与 商用核设计程序系统进行了对比数值结果表明重 反 射 层 水 洞 内 冷 却 剂 温 度 变 化 对 计 算 结 果 影 响 较 小相较精确建模方案重反射层铁水打混建模方案造成的 反 应 性 计 算 偏 差 在 <'+456 以 内组 件 相 对 功 率 分 布 计 算 偏 差 在 <)& 以 内 关 键 词 堆 芯 核 热 耦 合 高 保 真 模 拟 重 反 射 层 E:$>VKK":>V` 中图分类号F=')1J)!!! 文献标志码$!!!文章编号(+++V01'()+))+)V+')0V+, 84/(+J;.',_OWJ)+)(J_LTbHA8J+,,1
L*-.540/,:'08&6*59')76385'-)/,:+4-G)/01K/16Z/8*)/.3 ?/9-)'./4042TU$ +45*B/.6 K*'J3$*2)*,.45
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反应堆热工思考题

反应堆热工思考题

反应堆热工分析思考题（仅供参考）第二章堆的热源及其分布1．试述堆的热源的由来及其分布？答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。

裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。

2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。

答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。

采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。

b) 控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。

寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。

c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。

空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。

3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。

B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量，吸收各种γ射线的能量。

C）结构材料；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。

4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。