对7根螺旋十字形燃料棒束中流动阻塞对传热特性的数值研究

《Annals of Nuclear Energy》:Numerical investigation of flow blockage on heat transfer characteristics in 7 helical-cruciform fuel rod bundle

【字体: 时间:2026年04月27日 来源:Annals of Nuclear Energy 2.3

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  螺旋十字形燃料 rod束流动阻塞热传导特性的CFD分析研究表明,不同阻塞参数(厚度和面积)会导致局部热点在流道上游及下游出现,且热点位置随阻塞面积增大向下游移动。最大包壳温度出现在阻塞轴心区,出口冷却剂温度受小面积阻塞显著影响。研究揭示了阻塞条件下热传导恶化的关键机理,为核反应堆安全评估提供理论依据。

  
Z.S. 李 | C. 胡 | B.H. 严 | L.S. 王
中山大学中法核工程与技术研究所,珠海,中国

摘要

流动阻塞事故的序列及其后果是安全分析报告中的关键内容。阻塞的存在对热液行为的恶化具有全局性和局部性影响。基于计算流体动力学(CFD)方法,对7个螺旋十字形燃料(HCF)棒束在各种内部阻塞参数下的热传递进行了分析,这些参数包括阻塞的轴向厚度和流动通道的阻塞面积。
对HCF棒束几何模型简化的影响进行了定量分析,并采用了最佳方法。采用网格收敛指数(GCI)方法来评估空间离散化方法引起的不确定性。对雷诺平均纳维-斯托克斯(RANS)湍流模型进行了验证和确认(V&V)。结果表明,在特定阻塞参数的情况下,上游和下游区域观察到了局部热点。在内部和外部通道中,较小的阻塞会导致典型的局部热点现象,而较厚的阻塞则使这种现象不那么明显。随着阻塞厚度和阻塞面积的增加,冷却剂温度场的扰动也会增大。此外,随着阻塞面积的增大,热点位置会向下游移动。最大包壳温度出现在阻塞的轴向中心接触点区域。活动区的出口冷却剂总体温度受到较小阻塞面积的显著影响。本研究将为HCF棒束中流动阻塞条件下的热传递行为提供基本见解。

引言

冷却剂流动通道的阻塞是可能导致流动事故的主要原因之一,这是反应堆设计过程中安全评估的一个假设性起始事件。阻塞的发生会导致子通道中的压降增加,从而增加局部流动阻力并降低质量流量。冷却剂在子通道之间的重新分布随之发生。结果,冷却剂的热传递能力恶化,最终阻碍了从加热燃料棒中带走热量,导致燃料元件熔化并损坏反应堆核心。流动阻塞事故的严重程度受多种因素影响,包括阻塞的大小、形状和位置,以及其热物理特性和阻塞通道中的局部流体动力学行为(Li等人,2025年)。
在关于反应堆事故的已发表报告中,由于阻塞而导致的堆芯损坏情况占记录事故总数的近一半。在各种类型的反应堆堆芯中,包括压水反应堆(PWRs)、钠冷快中子反应堆(SFRs)和二氧化碳冷反应堆(Hartung和Rutherford,1982年),都报告了由于流动阻塞而导致的燃料元件熔化事故。在装有板型燃料组件的橡树岭研究反应堆中,由于燃料通道中的大型垫圈阻塞,有三个燃料元件部分熔化,随后放射性裂变产物释放到建筑物大气中(Sims和Tabor,1964年)。在费米-1反应堆中,由于液态钠冷却系统在满功率运行实验中冷却剂流动受阻,两个子组件发生了广泛的燃料熔化。这是由于下层腔室中的两个锆段从流动导向装置上脱落造成的(Scott,1971年)。此外,在钠反应堆实验(SRE)关于线包裹燃料棒束堆芯损坏事故的最终报告中,43根燃料棒中有13根在运行过程中由于服务冷却剂分解产物的作用而发生部分阻塞(Ashley等人,1961年)。
在不同类型反应堆运行过程中发生的流动阻塞事故背景下,尽管阻塞形成的详细机制复杂且阻塞的存在与特定的反应堆设计有关,但一般原因可以总结为:(1)由于复杂的流体特性,包壳表面颗粒在典型位置积聚。(2)运行过程中包壳膨胀和变形,导致燃料失效。(3)外来物质进入燃料组件,例如在维护期间、换料期间或堆芯内部组件松动时。
在过去三十年中,对流动阻塞进行了实验和数值研究。Yuan等人(2022年)基于粒子图像测速(PIV)技术分析了垂直矩形流动通道中边缘和中心通道被阻塞时流场中涡旋结构的演变。Pacio等人(2018年)考虑了由液态铅铋共晶(LBE)冷却的19根线包裹棒束中的柱状阻塞,该阻塞具有低热导率。他们推导出一个经验相关性,用于预测阻塞区域的最大包壳温度,其中无量纲温度表示为雷诺数的函数。Marinari等人(2019年)研究了在不同内部阻塞面积条件下,带有间隔栅格的19个圆柱形燃料棒组件中的热液实验和CFD模拟。
此外,还使用系统代码和计算流体动力学方法进行了广泛的流动阻塞分析。Liu等人(2020年)以中国加速器驱动系统(CiADS)为例,该系统使用LBE作为冷却剂,对61根线包裹燃料棒组件进行了建模。研究人员使用CFD代码STAR-CCM+和系统代码COBRA-YT来模拟不同阻塞参数对热液参数的影响。CFD和子通道代码之间的计算结果表现出良好的对比。Guo等人(2018年)基于RRELAP5和FLUENT之间的数据耦合计算,实现了日本研究反应堆燃料板组件中的多相流动阻塞分析。讨论了详细的气泡瞬态动态行为。他们建议在数值模拟中应考虑真实的空间功率分布,以获得准确的冷却剂温度预测。与将阻塞视为不可渗透的通用处理方法相比,Fan等人(2016年)提出了一种多孔跳跃模型,以更真实地近似板型和环形燃料组件中的阻塞区域。将结果与RELAP5进行了比较,发现RELAP5在预测未阻塞通道中的质量流量和燃料板的功率重新分配时显示出较大的偏差。系统代码之间的差异可以归因于其一维计算和所考虑条件下的特定阻塞位置(Di Piazza等人,2014年)。Davari等人(2015年)模拟了德黑兰研究反应堆中的板型燃料组件,并引入了不同的阻塞形成假设。流动通道被认为是由于制造过程中燃料板元件的弯曲而阻塞的。
在当前对流动阻塞的全面研究中,主要关注的是圆柱形、线包裹和板型燃料棒束。然而,关于HCF棒束在流动阻塞情景下的实验和数值研究仍然不足。作为一种旨在提高热传递效率以获得更高功率输出的创新燃料设计,HCF棒的概念和设计起源于苏联,已经应用于SM-3反应堆、100 MW PIK反应堆和更高富集度的破冰船(Ageenkov等人,2002年)。HCF棒的横截面形状是十字形的,并沿长度方向螺旋排列。它具有较大的表面积与体积比(S/V)和更高的热生成率(Garusov,2016年)。HCF棒组件的一个显著特点是消除了间隔栅格,因为棒之间的接触点实现了自支撑。
然而,正是这些接触点发生了热应力和结构应力的集中。螺旋扭曲结构引起的显著横向流动会影响沿长度方向的水力特性,特别是在流动阻塞条件下。由于摩擦磨损和冷却剂腐蚀,包壳表面会产生颗粒沉积和积累。最终,特别是在接触区域,会发生物理阻塞。这是一个潜在的阻塞位置,在这里流动转变伴随着显著的速度梯度变化(Li等人,2025年)。就热传递情况而言,热提取能力恶化,由于冷却剂的缺失,接触区域的包壳温度会急剧上升。随后,达到包壳温度峰值,发生烧毁。因此,包壳的完整性受到威胁,存在可能导致堆芯破坏事故(CDAs)的风险,这可能严重影响反应堆堆芯的安全稳定运行。
这激发了本研究的灵感。基于雷诺平均纳维-斯托克斯(RANS)方法,对HCF棒组件中的流动阻塞情景进行了数值研究。本研究的主要焦点是阻塞对HCF棒束中热传递特性的局部和全局影响。进行了包括厚度和阻塞面积在内的阻塞配置的参数研究。

部分内容

数学公式和方法

假设HCF棒组件中冷却剂的热液行为是不可压缩的、三维的,并且没有质量和能量源项,同时考虑了重力效应。流动被认为是由连续性、动量和能量守恒方程控制的稳态湍流。在这些假设下,三个雷诺平均控制方程如下:
质量:??xjρuj=0
动量:
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