AP1000燃料組件的熱工水力研究.pdf

1、在核電廠的正常運(yùn)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(yán)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(yùn)行及事故中的變化過程，需要進(jìn)行可靠的反應(yīng)堆熱工水力分析。本文通過計算流體力學(xué)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 F

2、luent與COBRA-IV的計算結(jié)果進(jìn)行對比，以驗(yàn)證Fluent程序在計算三維組件時的準(zhǔn)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(yùn)行時的內(nèi)部溫度場和速度場的分布情況進(jìn)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，F(xiàn)luent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

3、者趨勢一致，且出口溫度的誤差在1％以內(nèi)，從而證明改進(jìn)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(zhǔn)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，