APWR堆燃料棒热传递的数值计算与研究(2)
1.1 研究背景 1
1.2 国内外研究现状 2
1.3 本文主要研究工作 3
2 导热偏微分方程 4
2.1 直角坐标系 4
2.2 圆柱坐标系 6
2.3 球坐标系 7
3 不同模型的影响 9
3.1 解析与离散 9
3.2 温度场的数值模拟 12
4 内热源变的影响 19
4.1 控制棒插入深度的影响 19
4.2 燃料棒温度变化的影响 21
5 燃料棒外流场的工程方法 27
5.1 建立模型生成网格 27
5.2 外流场的数值计算 28
总 结 29
致 谢 31
参考文献 32
1 绪论
1.1 研究背景
核能作为当今世界的一种清洁能源，对满足能源的需求、能源结构的调整、减少
环境污染和经济的发展有重要的作用。1954年，第一座核电站在苏联投入运行，标志
着核电时代的到来。 而到今天，全球共有437个核电机组投入运行，总装机量为37530
万千瓦。世界总发电量中核电的发电量占14%。
当前，在对能源的需求、能源结构的改善以及亟须治理雾霾的大背景下，我国对
清洁、高效且不排放二氧化碳和氮氧化物的核电寄予厚望。根据《核电中长期发展规
划》，中国在2020年在运核电机组将达到 5800 万千瓦，在建核电机组将达到 3000 万
千瓦。国家发展和改革委员会正在对核电中长期发展规划进行调整，争取使核电占全
国总发电量的比例在 2020年达到5%以上。
然而核电就像带刺的玫瑰，既可以带来爱情，也可能让人遍体鳞伤。1979年3月
28日，由于设备故障，三里岛核电站2号机组反应堆的冷却水从堆芯容器外溢，导致
反应堆部分毁坏。1986 年 4 月 25 日，切尔诺贝利核电站由于人为操作失误，导致反
应堆过热，燃料棒熔化且蒸汽压力迅速增加引起爆炸和放射性物质的大量泄漏。这是
有史以来最严重的核事故。2011年3月，日本福岛因特大地震继而海啸引发的核泄漏
危机再次敲响了核安全的警钟。因此，对核电站严重事故进行全面分析，从中汲取教
训以确保核电站安全稳定的运行是十分必要的。
纵深防御原则是核电站安全运行的重要指标，它在放射源和人之间设置了燃料芯
块、燃料包壳、压力边界、安全壳四道屏障。由此可见，当反应堆的安全运行时，对
于燃料元件的温度场的研究显得十分重要[1]。
在实际和假设的各个工况下，反应堆反应过程中的热工水力现象十分复杂。由于
在各个工况下进行全面的、完整的试验受到一定的限制，因此遇到复杂的情况时，需
要用到数值计算。安全的分析方法包括确定论分析法和概率论分析法 [2]
。在一个给定
的反应堆活性区内，热的释放率，受传热的限制，而不是受反应堆的限制。正是这个
原因，使得反应堆内的释热和传热过程十分重要。不同的几何形状、运行工况下的热
传导问题，堆芯的产热量和内部的温升规律，设计压力容器时需要对反应堆堆芯的内
部温度场进行研究[3]。 1.2 国内外研究现状
由于CFD的迅速发展， 在对核能系统进行分析的很多领域中都会用到CFD程序。
利用 CFD 对堆芯及组件的流场和温度场、堆芯外的空腔等传热特性进行数值模拟。
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