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CFD在压水堆核电站燃料组件单相流动模拟中的方法与验证


21 0 0丘  国 外 核 动 力  第 4期  CF D在 压 水 堆核 电站 燃 料 组件 单 相流 动  模拟 中的方 法 与验 证  M ih e  Co n r, c al E. n e  Emi oBa l t 2 Ab ea i  . ma d  l   gi t i eo d lzzM El h i , ( . s n h u e c a u l

5 0  l R a , ou ba S  9 5 , S   1 Wet g o s  l r e 8 1 u o d C lm i, C 2 2 0 U A; i Nu e F , B f 2 D.dp o Ne YokOfie 6   od olw  a , evl ,  C a a c , w  r  fc, 0Bra h l Ro d M lieNY  7 7 US ) o l 1 4 , A   1 摘要 :本文给出了采用计算流体力学 ( F 方法模拟压水堆核 电站燃料组件在正常运  C D) 行工况下的冷却剂流动特性的方法 和验证 。 该项工作是发展运用C D方法模拟和预测燃料组  F 件带搅混翼定位格 架下游冷却剂单相和两相流动特性项 目的一部分。 采用搅混翼 的 目的是增  强燃料组件 的湍流 和加强传热特性。压水堆核 电站燃料组件单相流动工况采用 S A . D程  T RC 序模拟计算的方法进行计算。 该方法包括 网格的戈 分 , U 湍流模型的选择 以及边界条件 的运用 ,   通过将C D F 计算与小尺度试验进行校准而得到发展 。试验 运用粒子成像测速法 ( I PV)测量  定位格架下 游的横 向流动 ,通过 热测 量以确定定位格架下游燃料棒 的传热特性 。本文通 过  CD F 计算结果与试验数据 的对 比以验证C D单相 流动模拟方法的准确性 。C D两相流动模 拟  F F 方法正在发展 中,以便研究压水堆核电站燃料组件冷却剂的两相流动特性 , 这会在将来进一  步的工作 中呈现 。   1 引  言    临界热 流密 度 ( HF)是传统 的压 水堆 核 电站燃料 组件关 键的热 工特性 参数 。该参  C 数的设定使核电站在假想的事故下也能安全运行 。近期在美国的压水堆核电站运行中,   发生 了一些 由于燃 料棒 局部烧毁 所引起 的放 射性 物质 泄漏事件 。这些 局部烧 毁是 由核 电  站稳态额定运行工况下的局部过冷沸腾所引起的。 随着美 国压水堆核电站提升运行功率 、   长循环以及高燃耗运行的趋势发展,弄清楚燃料组件局部特性以降低放射性物质泄漏概  率 已经 变得 十分必 要 。   由于单相正常运行工况和两相事故工况都是压水堆核电站堆芯研究所关心的内容 ,   因此 ,需 要 了解子 通道 和燃 料棒 的局部 热工水 力特性 。热 工水力 特性试 验是研 究 临界热  流密度等 临界 参数 的重要方 法 。然 而试验 只能 提供设 置 了测 量仪表 的特定 位置 的有 限参  数 。计算 流体力 学 ( F ) 法能提 供整个 模拟 域 的关键参 数 。当然 ,压 水堆 内搅混 翼  CD 方 结构 引起 的复 杂流 场也对 C D的计算 模拟 提 出 了相 当大 的挑战 。因此 ,确保 C D计算 结  F F 果合理 的基 准性 工作 是十分必 要 的。   两相流动的测量 、模拟和理解比单相流动更加复杂和困难,这在燃料组件定位格架  带复杂搅混翼结构的计算模拟中体现得更加突出。因此,计算模拟从单相流

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