水平棒束超临界水冷反应堆的数值研究  

作　　者：ZHI Shang SIMON Lo 文青龙（译） 

机构地区：[1]英国伦敦,金斯敦大学工学部 [2]英国沃灵顿,达累斯伯里核物理实验室科学技术设施委员会 [3]英国牛津,CD-adapco公司 [4]不详

出　　处：《国外核动力》2010年第5期42-50,共9页Foreign Nuclear Power

摘　　要：采用商用CFD软件STAR-CDV4．02作为超临界水冷反应堆（SCWR）流动的数值研究工具，将圆棒和棒束视为反应堆堆芯中基本的传热单元，可发现堆芯中的流动分为水平或者垂直两种。在垂直流向的堆芯中，由于流动和传热的对称特性，通常采用二维分析的方法。然而，由于浮力效应的存在，水平流向堆芯中的流动和传热完全是三维的。因此，本文研究了SCWR工况下的水平棒和棒束，开发了专门的STAR-CD子程序以正确反映超临界水（SCW）随温度急剧变化的热物性。在棒束模拟中，发现棒束的几何形状和流动方向对壁面温度分布和传热有强烈的影响。在某一特定方向上，正方形棒束较其他类型的棒束具有更高的壁面温差。但是，当把棒束旋转90°时，六边形棒束的壁面温差最高。相似的分析可用于SCWR的设计和安全研究以获取SCWR中燃料棒的最佳布置方式，

关 键 词：水冷反应堆 超临界水 数值研究 棒束 STAR-CD 流动方向 传热单元 温度分布 

分 类 号：TL421[核科学技术—核技术及应用]