铅冷快堆单盒燃料组件子通道程序的研发

发布时间：2021-10-09 13:16

　　在世界能源需求日益增加与全球气候变暖的形势下,发展更加清洁、安全、经济的能源刻不容缓。在所有不产生温室气体的发电方式中,核能发电占比名列前茅。为了改善全球环境,减少温室气体的排放量,在已有反应堆退役之前须找出可替代的新型核能系统。考虑核能在安全、经济、可持续性、放射性废物、燃料增殖等方面的要求,国际上确定了六种最有希望的堆型进行研发,同时,为了适应未来市场对能源需求的多样性,也应该着力进行其他先进反应堆技术的研究。铅冷快堆是这几种堆型中最具发展潜力的堆型之一。本文以压水堆子通道程序为基础,加入了冷却剂铅的物性参数、适用于绕丝定位燃料组件的摩擦压降关系式及对流换热关系式,开发出了适用于铅冷快堆单盒燃料组件热工水力分析的子通道软件。其次,利用CFD与子通道相结合的方法,分别计算七根棒带绕丝与不带绕丝的六角形燃料组件的温度分布,得到交混系数。然后用本文中的子通道软件对欧洲铅冷快堆ALFRED进行计算,结果与设计方案较为符合,验证了软件的准确性与适用性。最后,运用子通道分析程序对华北电力大学与中广核研究院合作研发的铅冷快堆堆芯单盒组件模型进行稳态的热工水力计算,通过计算可以得到冷却剂出口温度、... 

【文章来源】：华北电力大学(北京)北京市 211工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：63 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

能量方程的系数矩阵

图 2-1 能量方程的系数矩阵放在（2W+1，N）维的序列里，通道的个数。例如，通道 I 的对图 2-2 所示。用高斯消去法来求进行。求解，还可以选择用高斯-赛德尔模拟大量通道很有利，因为减少空间，是因为只存储非零系数，任意一条通道周围间隙数量的对角元素存储在序列里的（1，解法的一半。

D 是超松弛因子（情况下，2-7 收敛的很快，因为cell aspect ratio）对于迭代求解过会出现问题。计算单元的长宽比：2SX A ， 为相邻控制体中心的距离，横向和轴向相对流动阻力的表征小得多，大的纵横比表示横向流迭代在通道间来回地转移扰动，致外迭代可能不会收敛。

【参考文献】：
期刊论文
[1]PuO2含量对MOX燃料组件物理特性的影响[J]. 王锋,陈车.  材料导报. 2016(18)
[2]钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析[J]. 刘洋,喻宏,周志伟.  原子能科学技术. 2014(10)
[3]计算流体力学应用于子通道分析的初步方法研究[J]. 臧金光,闫晓,黄善仿,曾小康,黄彦平.  原子能科学技术. 2014(06)
[4]铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析[J]. 王俊,田文喜,田永红,苏光辉,秋穗正.  原子能科学技术. 2013(01)
[5]超临界水冷堆MOX燃料特性分析[J]. 孙灿辉,周涛,李臻洋.  原子能科学技术. 2010(S1)
[6]T91/P91钢的性能分析及焊接工艺[J]. 娄杰云.  华电技术. 2010(04)
[7]MOX燃料堆芯热工特性及设计限值研究[J]. 刘一哲,喻宏,田和春.  核科学与工程. 2009(03)
[8]船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序的研制[J]. 于雷,蔡志明,王少明.  海军工程大学学报. 2000(05)
[9]快堆燃料组件的子通道分析[J]. 郝老迷.  原子能科学技术. 1993(05)
[10]COBRA程序数学模型的特点[J]. 彭木彰,贾宝山,赵兆颐,臧希年.  核动力工程. 1984(06)

博士论文
[1]铅铋反应堆放射性源项计算与剂量评估研究[D]. 党同强.中国科学技术大学 2013

硕士论文
[1]超临界水堆MOX燃料物理热工特性研究[D]. 孙灿辉.华北电力大学 2012
[2]压水堆多物理过程耦合仿真研究[D]. 王琮.哈尔滨工程大学 2012



本文编号：3426457