【摘要】：球床模塊式高溫氣冷堆(High Temperature gas-cooled Reactor Pebble-bed Module,HTR-PM)是具有第四代核能系統(tǒng)特征的先進(jìn)反應(yīng)堆,其固有安全性、發(fā)電效率高、潛在熱應(yīng)用廣泛、模塊化建造等優(yōu)點受到廣泛關(guān)注。HTR-PM的堆芯為散體結(jié)構(gòu),大量的反射層石墨磚不僅是堆芯結(jié)構(gòu)材料,同時又構(gòu)成了氦氣冷卻劑的主流與旁流通道。在主氦風(fēng)機(jī)的驅(qū)動下,主流流經(jīng)球床帶走裂變熱,而旁流流經(jīng)石墨磚間的大量窄縫,會降低堆芯冷卻能力、影響流量與溫度分布,也會提高一回路放射性水平、影響安全性。因此,旁流問題是HTR-PM熱工水力學(xué)分析中的一個重點。由于HTR-PM堆芯中的窄縫數(shù)量巨大、結(jié)構(gòu)多樣,而且窄縫之間以及窄縫與球床之間的連通關(guān)系復(fù)雜,實驗研究的困難很大,目前主要采用數(shù)值計算方法開展旁流問題研究。隨著計算機(jī)能力的提升,依據(jù)真實結(jié)構(gòu)建立三維模型的計算流體力學(xué)(CFD)方法逐步應(yīng)用于旁流問題研究中。本文利用商業(yè)CFD計算軟件Fluent研究了HTR-PM側(cè)反射層豎向窄縫中的旁流問題。先分別建立并驗證了球床及窄縫的計算模型,在此基礎(chǔ)上,再建立側(cè)反射層豎縫旁流的整體模型,分析了豎縫旁流的流動規(guī)律以及對堆芯流量與溫度分布的影響。主要研究工作包括:(1)建立了堆芯球床的非熱平衡多孔介質(zhì)模型以及底反射層與熱氦聯(lián)箱的壓降等效多孔介質(zhì)模型,與熱工設(shè)計軟件THERMIX計算結(jié)果符合較好,主要參數(shù)相對誤差均小于4%。(2)建立了毫米量級矩形平直窄縫內(nèi)氦氣流動的計算模型,通過與南非的實驗對比,明確了此類窄縫流動中的邊界層網(wǎng)格劃分的重要性,推薦使用的湍流模型為RNG k-ε模型結(jié)合增強(qiáng)壁面處理或SST k-ω模型。(3)建立了側(cè)反射層豎縫旁流問題的完整分析模型,研究了氦氣流經(jīng)冷氦聯(lián)箱、頂反射層、球床頂部空腔、球床到底反射層和熱氦聯(lián)箱的主流、橫向流動以及側(cè)反射層豎縫旁流的主要特點和流動規(guī)律,確認(rèn)了側(cè)反射層豎縫旁流的存在。當(dāng)側(cè)反射層豎縫寬度為1.6mm且在高度方向上尺寸一致時,冷氦聯(lián)箱入口處豎縫的旁流流量比例為0.96%,在球床頂部豎縫的旁流比例減小為0.63%,在球床出口處的旁流比例增加為1.94%。
【圖文】：

第 1 章 緒論2的W.D.Magwood 在美國核學(xué)會冬季年會上提出第四代核能系統(tǒng)的劃分，見圖1.1[2]。圖 1.1 四代核能系統(tǒng)的劃分根據(jù)這一概念，四代核能系統(tǒng)的劃分如下[3]：1) 第一代核能系統(tǒng)：20 世紀(jì) 50 年代至 60 年代初建立的第一批原型核電站，包括 Shippingport，Dresdon，Dragon 等；2) 第二代核能系統(tǒng)：20世紀(jì)60年代至70年代期間建造功率為600~ 1400MW的核電站，，這些電站是目前世界上運(yùn)行核電站的主要堆型，包括：PWR（Pressurized Water Reactor）、BWR（Boiling Water Reactor）、CANDU（Canadian deuterium uranium）、VVER（Vodo-Vodyanoi EnergeticheskyReactor）等；3) 第三代核能系統(tǒng)：指 20 世紀(jì) 80 年代開始發(fā)展，90 年代末開始投入市場的先進(jìn)輕水堆，主要的堆型包括：ABWR（AdvancedBoiling Water Reactor）、AP-600/1000（Advanced Passive PWR 600/1000）、EPR（Evolutionary PowerReactor）、System80+；4) 第四代核能系統(tǒng)：20 世紀(jì)初開始發(fā)展規(guī)劃

4圖 1.2 HTR-10 堆芯結(jié)構(gòu)示意圖棱柱式高溫氣冷堆式高溫氣冷堆（下簡稱：棱柱堆）采用六棱柱石墨塊結(jié)構(gòu)設(shè)計芯設(shè)計，由內(nèi)至外分為三區(qū)，由內(nèi)至外依次是內(nèi)石墨反射層、墨反射層�；钚詤^(qū)內(nèi)的石墨塊內(nèi)插入由包覆顆粒制成的燃料棒芯結(jié)構(gòu)示于圖 1.3。美國和英國分別于 1962 年和 1964 年建成了驗堆（Peach Bottom，40MWe）和龍堆（Dragon，20MWt）。除式高溫氣冷堆設(shè)計[6]有 Fort St. Vrain（美國）、HTTR（High Temp日本）、MHTGR（Modular High Temperature Gas-cooled Reacto
【學(xué)位授予單位】：清華大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2016
【分類號】：TL424

【參考文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 周楊平;郝鵬飛;李富;石磊;何楓;謝菲;;HTR-PM堆芯出口熱氣混合數(shù)值模擬分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2015年S1期

2 周楊平;郝鵬飛;李富;石磊;何楓;;HTR-PM堆芯出口熱氣混合結(jié)構(gòu)兩支路模型實驗研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年S1期

3 宋士雄;魏泉;蔡翔舟;郭威;;基于CFD方法的球床式高溫氣冷堆穩(wěn)態(tài)熱工水力分析[J];核技術(shù);2013年12期

4 孫俊;鄭艷華;李富;;高溫氣冷堆側(cè)反射層縱向窄縫中的旁流研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2013年07期

5 周楊平;李富;郝鵬飛;何楓;孫喜明;;HTR-PM熱氣混合結(jié)構(gòu)熱工水力分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年S2期

6 劉時賢;李曉偉;吳莘馨;;高溫氣冷堆堆芯球床流動與溫度分布均勻性研究[J];工程熱物理學(xué)報;2012年04期

7 周楊平;李富;郝鵬飛;何楓;;HTR-PM堆芯出口熱氣混合實驗相似性分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2011年10期

8 徐建軍;陳炳德;王小軍;;矩形窄縫通道內(nèi)湍流充分發(fā)展區(qū)流動邊界層探析[J];核動力工程;2011年01期

9 李林森;王侃;宋小明;;CFD在核能系統(tǒng)分析中應(yīng)用的最新進(jìn)展[J];核動力工程;2009年S1期

10 丁學(xué)俊;楊彥磊;黃來;黃丕維;劉順;;直通式迷宮密封內(nèi)可壓縮流場的CFD數(shù)值模擬[J];流體機(jī)械;2008年06期

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前1條

1 李磊;矩形窄縫內(nèi)流動與換熱數(shù)值計算方法研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2007年

本文編號：2693333