高性能轻水堆堆芯热工计算研究
1．研究背景与意义
高性能轻水堆（HPLWR）已经成为第四代核反应堆的其中一种。它是一种运行在高于热力临界状态（374℃，22.1MPa）下的高压水冷反应器。超临界水（堆芯出口处状态为500℃，25MPa）直接驱动涡轮，而不采用任何二级蒸汽系统。超临界水已在煤燃烧设备中已应用许久。将反应器系统压力从亚临界增加至超临界后，不仅设备元件的大小可以缩小，同时设备效率也能增加。高性能轻水堆的设计是在轻水堆的基础上利用了超临界水技术的优点。由于将冷却剂运行在高温高压工况下，相比轻水堆，高性能轻水堆拥有高达44%的热效率，同时设备系统能更紧凑。例如，沸水堆的汽水分离器和蒸汽干燥器，压水堆中的蒸汽发生器、加压器和主循环泵就不再需要了。此外，由于超临界水可视为单相冷却剂流体，从物理角度也避免了类似设备沸腾的烧毁风险。除了这些明显区别于传统压水堆和沸水堆的特性，高性能轻水堆也从当前的动力装置中继承了一些发展地比较完善的技术，例如反应堆外壳和压力容器的布局设计，在超临界蒸汽压力和温度下可用的涡轮技术，这些技术减少了高性能轻水堆当前研究与开发的耗费。
相较于传统的压水堆或者沸水堆，高性能轻水堆中超临界水的引入也使得其热工环境变得复杂，以往的热工经验将不能够准确地对堆芯热传导进行准确的预报。因此，本文对高性能轻水反应堆堆芯的热工特性进行了数值计算。
2．国内外研究现状
近年来，随着计算机技术的飞速发展，有越来越多的国内外研究人员，选择使用计算流体力学（CFD）软件进行有关核反应堆热工特性问题的计算与分析。卢川，张勇，鲁剑超，董化平等人[1] 使用计算流体力学（CFD）法，运用剪切应力传输模型（SST）模型，研究了在自然循环反应堆中冷却剂的流场分布。他们使用CFX和Relap5分析了反应堆中冷却剂的速度场、温度场和流量分配分布，发现使用CFX计算冷却剂流动特性的准确度较高。
并且卢川也分别论证了在闭式通道和设置提升筒这两种方案下，堆芯中冷却剂流量的不同分配情况。结果发现，两种方案均对流量分配有影响，其中，设置提升筒方案使冷却剂流量比未使用方案的堆芯冷却剂流量增加了12.5%，提高了反应堆的安全性。
刘杰[2]利用反应堆物理计算程序MCNP和热工水力计算程序Fluent，建立了内冷式压水反应堆(IPWR, Inverted Pressurized Water Reactor)的堆芯流动与传热计算的数值模型。通过自行建立的IPWR堆芯模型，刘杰研究了不同可溶硼浓度下无限增殖系数随H/HM的变化情况，并在确保一定的设计裕量的情况下，取一个保守最大H/HM值，为6.5，并在此参数下比较分析了多组组件栅元尺寸的物理性能。最终发现，当组件栅元尺寸在9-llmm时，堆芯具有较好的物理性能。同时刘杰采用CFD软件Fluent，对IPWR中的燃料单元和冷却剂通道进行了模拟流场计算，分析了不同工况下IPWR组件的热工水力特性，发现在冷却剂通道直径为1.lcm、包壳厚度为0.068cm,栅距为1.604cm时，该工况热工水力特性优势较大。最终的模拟计算结果表明，IPWR相比普通PWR(大亚湾)，在性能方面具有热功率高、功率密度大、燃料温度低、比流量小、堆芯压降小等优势。
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