AP1000燃料组件的热工水力研究

摘要

在核电厂的正常运行及事故工况下，都会出现非常复杂的热工水力现象，而反应堆又是一种结构紧密、单位体积释热率极高的热源，因此需要提高其设计的可靠性来保证堆芯不会损坏；并确保反应堆即使在严重事故工况下也不会导致放射性物质的泄漏。
　　为了获得堆芯热工参数在稳定运行及事故中的变化过程，需要进行可靠的反应堆热工水力分析。本文通过计算流体力学程序Fluent和一维子通道程序COBRA-IV的计算，研究组件内部温度场和速度场的分布情况，并将 Fluent与COBRA-IV的计算结果进行对比，以验证Fluent程序在计算三维组件时的准确性。首先，通过这两种软件计算3×3组件在发生失流事故时出口温度的变化过程，再对AP1000八分之一组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算，并初步研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数。
　　计算表明，Fluent程序在不同工况下计算得到的子通道内的温度分布与一维子通道程序COBRA-IV的计算所得结果相比，两者趋势一致，且出口温度的误差在1％以内，从而证明改进后的Fluent程序适用于 AP1000的堆芯计算；在分析流场时，通过 CFD程序与子通道程序相结合的分析方法，一方面可以更直观的表示通道内轴向流速沿堆芯高度的分布情况，并能观察格架对冷却工质横向流动的影响，另一方面还可以准确的计算出子通道间的横向和轴向的流速大小；由于模型的简化及相关尺寸参数的缺乏，通过Fluent程序计算得到的格架阻力系数与COBRA-IV文件内的参考值有较大偏差，但仍有一定的参考性。
　　通过Fluent程序与COBRA-IV程序的结合使用，既能得到全面直观的三维结果和局部热工流体特征，又能快速有效的得出DNBR以及燃料棒内部温度的分布情况。因此在热工分析中，通过两者的配合使用，既能提高计算效率，也可满足不同的计算要求。

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第1章 绪论

1.1 概述

1.2 国内外研究现状

1.2.1 CFD研究现状

1.2.2 COBRA-IV研究现状

1.3 本课题主要研究内容和研究方法

第2章 分析方法

2.1 CFD分析方法

2.1.1 流体流动的控制方程

2.1.2 湍流模型

2.1.3 控制方程求解方法

2.2 子通道分析方法

2.2.1 子通道划分方法

2.2.2 子通道基本方程

2.2.3 子通道方程求解方法

2.3 本章小结

第3章 计算模型和边界条件

3.1 计算流体力学程序Fluent

3.2 燃料组件几何模型

3.2.1 燃料棒排列及其几何结构

3.2.2 格架

3.3 组件几何建模及网格划分

3.3.1 几何建模及处理

3.3.2 网格划分

3.4 Fluent求解

3.4.1 物性参数设置

3.4.2 边界条件设置

3.5 COBRA-IV求解

3.5.1 COBRA-IV求解模块

3.5.2 COBRA-IV程序输入

3.6 本章小结

第4章 计算结果与分析

4.1 3×3燃料组件发生失流事故时的数值传热研究

4.1.1 3×3组件参数及输入设置

4.1.2 出口温度及内部温度场

4.2 八分之一组件的稳态计算

4.2.1 组件参数及输入设置

4.2.2 计算结果

4.3 本章小结

结论

参考文献

致谢