复杂燃料组件内滴状流的流动传热特性数值研究

发布时间：2020-12-18 17:53

　　在经历三里岛事故、切尔诺贝利事故以及福岛核电事故后,核电安全的重要性更受到设计人员、运行人员以及公众的关注。当核反应堆发生破口事故并导致堆芯裸露后,应急堆芯冷却系统往堆内再注水的冷却过程中,堆芯上部将形成蒸汽夹带大量液滴的滴状流,为堆芯较热区域提供先驱冷却。本文针对堆内的滴状流传热过程,将采用Fluent开展数值模拟研究。在数学模型方面,采用RNG k-?湍流模型和Mixture两相流模型来开展研究。针对辐射换热,采用DO模型来考虑到高温辐射换热的影响。特别的,对滴状流液滴在主流过热蒸汽区中以及与加热壁面随机碰撞的相变传热机理开展了理论分析,通过引入沸腾时间常数和壁面液滴蒸发面积份额因子,建立了滴状流中液滴蒸发相变的机理模型。通过UDF程序将液滴蒸发相变模型嵌入到Fluent中开展复杂燃料组件内滴状流流动传热计算。同时,在数值计算中,通过UDF接口程序考虑了蒸发的密度、热容、热传导率和粘度等受温度变化的影响。在本研究中,采用圆管内滴状流的流动传热实验数据对数值计算进行了验证。对于复杂燃料组件,针对压水堆中使用的带绕丝燃料组件和带定位格架燃料组件开展了研究。分别分析了带绕丝燃料组件与无绕... 

【文章来源】：重庆大学重庆市 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：88 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

压水堆格架燃料结构图

由金属绕丝和燃料棒束组成，如图1.2 所示。本文将针对复杂燃料组件开展滴状流传热特性研究。图 1.1 压水堆格架燃料结构图Fig1.1 The structure diagram of the fuel assembly with spacer grid for PWR

图 1.3 临界后传热工况分类Fig 1.3 Classification of critical heat transfer conditions为 post-DNB 流型示意图。post-DNB 工况为低含汽率一般为 X<10%。因为是在低含汽率下出现的临界工况润的前提下该处附近出现平斑，而其它处仍为液体。型示意图。post-Dry out 工况为高含汽率（干涸）临>10%。此时由于含汽率高，流道中只存在分散液滴，称模式是蒸汽与壁面、蒸汽与液滴的对流传热、壁面与25]通过进行 CFD 数值模拟，重点关注于非绝热高流量流到滴状流的流动特性。该研究开发了一种考虑液滴型，以模拟干涸前和干涸后区域，并且使用局部模型用欧拉-欧拉方法来进行模拟，对于干燥后区域，确定各种传热传质机制，其中包括壁面-汽体对流传热、液

【参考文献】：
期刊论文
[1]低质量流速下环形通道内干涸后传热实验研究[J]. 李志辉,吴埃敏,贾斗南,秋穗正,聂常华.  西安交通大学学报. 2004(07)
[2]垂直环形狭缝干涸后弥散流换热研究[J]. 王增辉,刘瑞兰,贾斗南,苏光辉,秋穗正.  西安交通大学学报. 2001(09)
[3]骤冷前沿区域传热特性实验研究[J]. 黄彦平,郎雪梅.  核动力工程. 1998(02)
[4]棒束再淹没传热试验研究[J]. 史明哲,许国华.  原子能科学技术. 1993(04)



本文编号：2924356