陈超-西安交通大学核安全与运行研究室(Nuclear Safety and Operation Lab, NUSOL)

陈超

毕业时间：2013年
工作单位：上海核电核星科技
科研方向：核反应堆堆芯热工分析
论文题目：行波堆堆芯稳态热工水力分析

论文摘要：
在钠冷行波堆堆芯设计中，冷却剂出口温度和包壳温度是堆芯热工设计重要的设计限值，堆芯温度分布也是开展后续研究的基础。钠冷行波堆组件为绕丝定位的稠密栅组件设计，其绕丝贯穿整个组件使得组件内传热及流动现象变的更为复杂，而且在堆芯设计中需要热工物理耦合的反馈计算以达到设计准则要求，从而影响了堆芯快速准确的热工分析。因此，对堆芯热工分析的计算效率提出了要求。
本文基于绕丝组件内部区域和壁面区域流场分布差别很大的特点，建立了适用于钠冷行波堆堆芯组件热工分析的两区子通道分析模型。模型中利用涡流热扩散率和周向交混因子模拟组件两区内横向湍流交混，并假设同一轴向位置各通道的压力平衡以确定两区域内的流量分配，同时认为组件内流量分配不随轴向位置变化而改变。另外，采用平均温度计算组件内冷却剂的物性参数，从而分离了能量方程与动量方程间耦合迭代计算，简化了模型求解过程。基于该模型编制了钠冷行波堆堆芯热工分析程序WHAS，并分别选用燃料烧毁实物模型（FFM）中19棒的FFM-2A单组件和快中子通量试验装置（FFTF）的多组件的实验数据对程序进行了验证。结果表明程序计算结果准确可靠，而且相比于绕丝分布式阻力模型程序，程序的计算速度提高了30多倍。
本文对中广核钠冷行波堆堆芯方案进行了热工分析，计算结果显示点火组件和增殖组件的冷却剂出口温度均达到了设计要求，冷却剂最高出口温度仍远低于液钠沸点。随着燃耗的增加，点火组件和增殖组件冷却剂温度分布逐渐趋于均匀，而且热组件内各子通道的冷却剂出口温度梯度也随着燃耗增加逐步降低。另外，燃料棒包壳温度在燃耗初期阶段最高，但温度仍低于设计限值。因此，结果表明该钠冷行波堆方案达到了热工安全设计准则的要求。
本文开发的程序可以准确快速地计算分析稳态工况下钠冷行波堆堆芯热工水力特性，为钠冷行波堆堆芯设计中在热工计算方面提供了分析工具，具有重要的应用价值和工程意义。
关键词：钠冷行波堆；绕丝定位组件；子通道分析；堆芯热工分析
论文类型：应用基础