發(fā)布時間：2020-06-02 14:57

【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)特征的先進反應堆,其固有安全性、發(fā)電效率高、潛在熱應用廣泛、模塊化建造等優(yōu)點受到廣泛關注。HTR-PM的堆芯為散體結構,大量的反射層石墨磚不僅是堆芯結構材料,同時又構成了氦氣冷卻劑的主流與旁流通道。在主氦風機的驅動下,主流流經球床帶走裂變熱,而旁流流經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熱工水力學分析中的一個重點。由于HTR-PM堆芯中的窄縫數(shù)量巨大、結構多樣,而且窄縫之間以及窄縫與球床之間的連通關系復雜,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。隨著計算機能力的提升,依據(jù)真實結構建立三維模型的計算流體力學(CFD)方法逐步應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,在此基礎上,再建立側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模型以及底反射層與熱氦聯(lián)箱的壓降等效多孔介質模型,與熱工設計軟件THERMIX計算結果符合較好,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格劃分的重要性,推薦使用的湍流模型為RNG k-ε模型結合增強壁面處理或SST k-ω模型。(3)建立了側反射層豎縫旁流問題的完整分析模型,研究了氦氣流經冷氦聯(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、橫向流動以及側反射層豎縫旁流的主要特點和流動規(guī)律,確認了側反射層豎縫旁流的存在。當側反射層豎縫寬度為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 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 80 年代開始發(fā)展，90 年代末開始投入市場的先進輕水堆，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 世紀初開始發(fā)展規(guī)劃

4圖 1.2 HTR-10 堆芯結構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構設計芯設計，由內至外分為三區(qū)，由內至外依次是內石墨反射層、墨反射層�；钚詤^(qū)內的石墨塊內插入由包覆顆粒制成的燃料棒芯結構示于圖 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）。除式高溫氣冷堆設計[6]有 Fort St. Vrain（美國）、HTTR（High Temp日本）、MHTGR（Modular High Temperature Gas-cooled Reacto
【學位授予單位】：清華大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2016
【分類號】：TL424

【參考文獻】

相關期刊論文 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];原子能科學技術;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構兩支路模型實驗研究[J];原子能科學技術;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;2013年12期

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

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相關碩士學位論文 前1條

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

本文編號：2693333