科学技术创新2023.04两环路核反应堆内流动传热的CFD计算分析张慧敏（中国核电工程有限公司，北京）引言与传统的热工水力计算程序相比，CFD程序能够获得更详细的流动信息。在反应堆设计及安全分析中已有一些工作使用CFD方法来模拟压力容器内冷却剂的流动与交混，如硼稀释事故、压力容器的热冲击、堆内构件的流致振动等[1-4]。从流动本质上来说，压力容器内冷却剂的流动大都是复杂几何条件下的单相湍流流动，尽管湍流模型始终是研究热点[5-6]，但目前的CFD程序（如商业程序CFX）已能够给出令人相当满意的结果。本研究采用计算流体力学程序CFX，对两环路核电厂的一个实际工况进行了CFD仿真，计算压力容器入口至堆芯出口区域的流场与温度场分布，分析堆芯流量分配是否均匀，并与堆芯出口实测温度相比较。1计算模型与方法CFD计算大体上可以分为如下4个步骤：几何模型构建、网格划分、求解、后处理。本几何模型构建采用的是NX程序，网格划分使用ANSYSICEM，求解用ANSYSCFX，后处理使用ANSYSCFD-Post。1.1几何模型构建反应堆压力容器的结构见图1，在压力容器内壳和堆芯吊篮间的流体通道为下降段，冷却剂从压力容器入口进入下降段，沿下降段进入半球形的下腔室，经过支撑结构与吊篮底板，进入堆芯，带走堆芯中燃料元件所释放的热量。被加热的冷却剂在上腔室汇集，流向反应堆出口。上腔室位于堆芯下游，对于堆芯流动影响不大，且模拟需要耗费较大计算量，因此这一部分不进行模拟，仅对压力容器入口至堆芯出口的区域进行计算分析。图1反应堆压力容器简图入口管至堆芯下栅格板区域几何基本按照实际作者简介：张慧敏(1984-)，男，硕士，高级工程师，从事核反应堆热工水力与安全分析研究。摘要：本研究对两环路压水核反应堆建立了计算流体力学（CFD）模型。利用该模型对一个电厂实际运行工况开展了CFD计算，堆芯出口温度分布的计算值与电厂实测数据符合良好。在压力容器入口至堆芯入口区域建立了精细的CFD仿真模型，而堆芯区域则由于结构过于复杂使用多孔介质方法予以简化模拟。关键词：核反应堆；CFD；多孔介质方法中图分类号：TL35文献标识码：A文章编号：2096-4390（2023）04-0194-05194--2023.04科学技术创新情况建立，为了不引起网格划分的困难，做如下几何简化：a.径向支撑块简化为长方体；b.略去辐射样品支撑件；c.略去了堆芯支撑柱；d.堆芯区域采用多孔介质方法简化，未模拟燃料组件及格架的几何细节。图2压力容器CFD几何模型1.2网格划分整个流体域的网...
