高温气冷堆侧反射层竖向窄缝中的旁流研究

发布时间：2020-06-02 14:57

【摘要】：球床模块式高温气冷堆(High Temperature gas-cooled Reactor Pebble-bed Module,HTR-PM)是具有第四代核能系统特征的先进反应堆,其固有安全性、发电效率高、潜在热应用广泛、模块化建造等优点受到广泛关注。HTR-PM的堆芯为散体结构,大量的反射层石墨砖不仅是堆芯结构材料,同时又构成了氦气冷却剂的主流与旁流通道。在主氦风机的驱动下,主流流经球床带走裂变热,而旁流流经石墨砖间的大量窄缝,会降低堆芯冷却能力、影响流量与温度分布,也会提高一回路放射性水平、影响安全性。因此,旁流问题是HTR-PM热工水力学分析中的一个重点。由于HTR-PM堆芯中的窄缝数量巨大、结构多样,而且窄缝之间以及窄缝与球床之间的连通关系复杂,实验研究的困难很大,目前主要采用数值计算方法开展旁流问题研究。随着计算机能力的提升,依据真实结构建立三维模型的计算流体力学(CFD)方法逐步应用于旁流问题研究中。本文利用商业CFD计算软件Fluent研究了HTR-PM侧反射层竖向窄缝中的旁流问题。先分别建立并验证了球床及窄缝的计算模型,在此基础上,再建立侧反射层竖缝旁流的整体模型,分析了竖缝旁流的流动规律以及对堆芯流量与温度分布的影响。主要研究工作包括:(1)建立了堆芯球床的非热平衡多孔介质模型以及底反射层与热氦联箱的压降等效多孔介质模型,与热工设计软件THERMIX计算结果符合较好,主要参数相对误差均小于4%。(2)建立了毫米量级矩形平直窄缝内氦气流动的计算模型,通过与南非的实验对比,明确了此类窄缝流动中的边界层网格划分的重要性,推荐使用的湍流模型为RNG k-ε模型结合增强壁面处理或SST k-ω模型。(3)建立了侧反射层竖缝旁流问题的完整分析模型,研究了氦气流经冷氦联箱、顶反射层、球床顶部空腔、球床到底反射层和热氦联箱的主流、横向流动以及侧反射层竖缝旁流的主要特点和流动规律,确认了侧反射层竖缝旁流的存在。当侧反射层竖缝宽度为1.6mm且在高度方向上尺寸一致时,冷氦联箱入口处竖缝的旁流流量比例为0.96%,在球床顶部竖缝的旁流比例减小为0.63%,在球床出口处的旁流比例增加为1.94%。
【图文】：

核能系统

第 1 章绪论2的W.D.Magwood 在美国核学会冬季年会上提出第四代核能系统的划分，见图1.1[2]。图 1.1 四代核能系统的划分根据这一概念，四代核能系统的划分如下[3]：1) 第一代核能系统：20 世纪 50 年代至 60 年代初建立的第一批原型核电站，包括 Shippingport，Dresdon，Dragon 等；2) 第二代核能系统：20世纪60年代至70年代期间建造功率为600~ 1400MW的核电站，，这些电站是目前世界上运行核电站的主要堆型，包括：PWR（Pressurized Water Reactor）、BWR（Boiling Water Reactor）、CANDU（Canadian deuterium uranium）、VVER（Vodo-Vodyanoi EnergeticheskyReactor）等；3) 第三代核能系统：指 20 世纪 80 年代开始发展，90 年代末开始投入市场的先进轻水堆，主要的堆型包括：ABWR（AdvancedBoiling Water Reactor）、AP-600/1000（Advanced Passive PWR 600/1000）、EPR（Evolutionary PowerReactor）、System80+；4) 第四代核能系统：20 世纪初开始发展规划

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4图 1.2 HTR-10 堆芯结构示意图棱柱式高温气冷堆式高温气冷堆（下简称：棱柱堆）采用六棱柱石墨块结构设计芯设计，由内至外分为三区，由内至外依次是内石墨反射层、墨反射层。活性区内的石墨块内插入由包覆颗粒制成的燃料棒芯结构示于图 1.3。美国和英国分别于 1962 年和 1964 年建成了验堆（Peach Bottom，40MWe）和龙堆（Dragon，20MWt）。除式高温气冷堆设计[6]有 Fort St. Vrain（美国）、HTTR（High Temp日本）、MHTGR（Modular High Temperature Gas-cooled Reacto
【学位授予单位】：清华大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2016
【分类号】：TL424

【参考文献】