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基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究

陈曦 王啸宇 崔聪 邓坚 刘余 刘卢果 梁禹 彭欢欢

陈曦, 王啸宇, 崔聪, 邓坚, 刘余, 刘卢果, 梁禹, 彭欢欢. 基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(6): 91-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0091
引用本文: 陈曦, 王啸宇, 崔聪, 邓坚, 刘余, 刘卢果, 梁禹, 彭欢欢. 基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(6): 91-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0091
Chen Xi, Wang Xiaoyu, Cui Cong, Deng Jian, Liu Yu, Liu Luguo, Liang Yu, Peng Huanhuan. Research on Thermal Diffusion Performance of Fuel Assembly Spacer Grid Based on Numerical Methodology[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(6): 91-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0091
Citation: Chen Xi, Wang Xiaoyu, Cui Cong, Deng Jian, Liu Yu, Liu Luguo, Liang Yu, Peng Huanhuan. Research on Thermal Diffusion Performance of Fuel Assembly Spacer Grid Based on Numerical Methodology[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(6): 91-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0091

基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0091
基金项目: 国家自然科学基金(U2241278);四川省自然科学基金(2024NSFSC1381)
详细信息
    作者简介:

    陈 曦(1988—),男,高级工程师,现主要从事反应堆热工水力与安全分析相关研究,E-mail: chenxi0005@qq.com

    通讯作者:

    崔 聪,E-mail: 1879036613@qq.com

  • 中图分类号: TL429

Research on Thermal Diffusion Performance of Fuel Assembly Spacer Grid Based on Numerical Methodology

  • 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。

     

  • 图  1  TDC对于典型事故最小DNBR结果的影响

    Figure  1.  Impact of TDC on the Typical Accidents’ Minimum DNBR

    图  2  相邻通道间热扩散原理示意图

    Figure  2.  Schematic Diagram of Thermal Diffusion Mechanism between Sub-channels

    图  3  TDC分析流程图

    Figure  3.  Flow Chart of TDC Analysis

    图  4  CFD与CORTH计算得到的各子通道出口温度对比

    Figure  4.  Comparison of Sub-channel Outlet Temperatures Calculated by CFD and CORTH

    图  5  TDC计算示意图

    Figure  5.  Schematic Diagram of TDC Calculation

    图  6  子通道编号示意图

    Figure  6.  Schematic Diagram of Sub-channel Numbering

    图  7  子通道出口温度分布图

    Figure  7.  Sub-channel Outlet Temperature Distribution

    图  8  CFX计算域侧视图

    Figure  8.  Side View of CFX Calculation Domain

    图  9  混合网格侧视图

    Figure  9.  Side View of Hybrid Mesh

    图  10  CFD 计算得到组件子通道出口温度分布(工况1)

    Figure  10.  Sub-channel Oultle Temperature Distribution by CFD Calculation (Condition 1)

    图  11  CORTH计算得到组件子通道出口温度分布(工况1)

    Figure  11.  Sub-channel Oultle Temperature Distribution by CORTH Calculation (Condition 1)

    图  12  TDC随入口温度的变化

    Figure  12.  Variation of TDC versus Inlet Temperature

    图  13  TDC随出口压力的变化

    Figure  13.  Variation of TDC versus Outlet Pressure

    图  14  TDC随入口质量流速的变化

    Figure  14.  Variation of TDC versus Inlet Mass Velocity

    图  15  TDC随Re的变化

    Figure  15.  Variation of TDC versus Re

    图  16  TDC随轴向模拟格架数量的变化

    Figure  16.  Variation of TDC versus Quantities of Axial Grids

    图  17  TDC随格架跨距影响的变化

    Figure  17.  Variation of TDC versus Grid Spacing

    表  1  CFD计算工况参数设置

    Table  1.   Parameter Settings of CFD Calculation Conditions

    工况编号出口
    压力/MPa
    入口
    温度/℃
    入口质量
    流速/(kg·m−2·s−1)
    雷诺数Re
    工况115.5292.23236.8363427.7
    工况215.5292.22000.0224562.6
    工况315.5220.01000.082366.1
    工况415.5220.02000.0164732.2
    工况515.5220.03236.8266599.4
    工况610.0220.03236.8269521.4
    工况710.0220.02000.0166537.8
    下载: 导出CSV

    表  2  参考组件TDC计算结果

    Table  2.   Results of TDC Calculation for Reference Assembly

    工况编号 TDC TDC平均值
    工况1 0.049 0.045
    工况2 0.045
    工况3 0.043
    工况4 0.043
    工况5 0.047
    工况6 0.047
    工况7 0.043
    下载: 导出CSV

    表  3  定位格架对TDC计算结果的影响

    Table  3.   Influence of Spacer Grid on CFD Calculation Results

    格架状态 TDC
    不带定位格架 0.002
    带定位格架 0.049
    下载: 导出CSV
  • [1] 曹念,郎雪梅,卢冬华,等. 燃料组件单相交混系数试验研究[J]. 核动力工程,2009, 30(5): 22-25,47.
    [2] 朱瑞安,赵兆颐. 棒束中的冷却剂交混[J]. 核动力工程,1983, 4(2): 57-62.
    [3] 刘余,谭长禄,潘俊杰,等. 子通道分析软件CORTH的研发[J]. 核动力工程,2017, 38(6): 157-162.
    [4] PAN J J, TANG Q F, CHAI X M, et al. Development of whole CORe Thermal Hydraulic analysis code CORTH[C]//International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering. Jeju, 2017.
    [5] 刘余,杜思佳,李仲春. 子通道分析中的湍流交混研究综述[J]. 核动力工程,2017, 38(3): 132-136.
    [6] 谢士杰,曹念,郎雪梅,等. 带MVG和MSMG的5×5全长棒束单相流场和温度行为数值分析[J]. 核动力工程,2020, 41(1): 15-20.
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出版历程
  • 收稿日期:  2023-12-08
  • 修回日期:  2024-07-23
  • 刊出日期:  2024-12-17

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