【摘要】：在核電廠的正常運行及事故工況下,都會出現(xiàn)非常復(fù)雜的熱工水力現(xiàn)象,而反應(yīng)堆又是一種結(jié)構(gòu)緊密、單位體積釋熱率極高的熱源,因此需要提高其設(shè)計的可靠性來保證堆芯不會損壞;并確保反應(yīng)堆即使在嚴重事故工況下也不會導(dǎo)致放射性物質(zhì)的泄漏。為了獲得堆芯熱工參數(shù)在穩(wěn)定運行及事故中的變化過程,需要進行可靠的反應(yīng)堆熱工水力分析。本文通過計算流體力學程序Fluent和一維子通道程序COBRA-Ⅳ的計算,研究組件內(nèi)部溫度場和速度場的分布情況,并將Fluent與COBRA-Ⅳ的計算結(jié)果進行對比,以驗證Fluent程序在計算三維組件時的準確性。首先,通過這兩種軟件計算3×3組件在發(fā)生失流事故時出口溫度的變化過程,再對AP1000八分之一組件穩(wěn)態(tài)運行時的內(nèi)部溫度場和速度場的分布情況進行模擬計算,并初步研究格架對流動的影響及計算在不同模型下格架的阻力系數(shù)。計算表明,Fluent程序在不同工況下計算得到的子通道內(nèi)的溫度分布與一維子通道程序COBRA-Ⅳ的計算所得結(jié)果相比,兩者趨勢一致,且出口溫度的誤差在1%以內(nèi),從而證明改進后的Fluent程序適用于AP1000的堆芯計算;在分析流場時,通過CFD程序與子通道程序相結(jié)合的分析方法,一方面可以更直觀的表示通道內(nèi)軸向流速沿堆芯高度的分布情況,并能觀察格架對冷卻工質(zhì)橫向流動的影響,另一方面還可以準確的計算出子通道間的橫向和軸向的流速大小;由于模型的簡化及相關(guān)尺寸參數(shù)的缺乏,通過Fluent程序計算得到的格架阻力系數(shù)與COBRA-Ⅳ文件內(nèi)的參考值有較大偏差,但仍有一定的參考性。通過Fluent程序與COBRA-Ⅳ程序的結(jié)合使用,既能得到全面直觀的三維結(jié)果和局部熱工流體特征,又能快速有效的得出DNBR以及燃料棒內(nèi)部溫度的分布情況。因此在熱工分析中,通過兩者的配合使用,既能提高計算效率,也可滿足不同的計算要求。
[Abstract]:Under the normal operation and accident conditions of the nuclear power plant, there will be very complicated thermohydraulic phenomena, and the reactor is a kind of heat source with a compact structure and extremely high heat release rate per unit volume. Therefore, it is necessary to improve the reliability of its design to ensure that the core will not be damaged and that the reactor will not cause leakage of radioactive material even under serious accident conditions. In order to obtain the variation process of reactor core thermal parameters in stable operation and accident, reliable reactor thermohydraulic analysis is needed. In this paper, the distribution of temperature field and velocity field in the module is studied by the calculation of the computational fluid dynamics program Fluent and the one-dimensional subchannel program COBRA- 鈪，

本文編號：2273961