子通道分析方法调研报告.doc

国家重点基础研究发展计划(73）(编号:2007CB098)课题4:超临界水堆堆芯复杂流道中热质传输行为特征与机理（编号:200CB209804)报告编号:子通道分析方法调研报告编写：许志红校合:杨燕华审核：程 旭上海交通大学核科学与工程学院200年月5日目 录1、核反应堆堆芯热工水力分析方法31、 子通道分析方法31、多孔体方法1、3 标准得棒束热工水力分析方法5、 子通道方法5、1 子通道分析得一般原理52、2 子通道得划分与一般分析方法2、 质量、能量与轴向动量守恒方程82、4 横向动量平衡方程9、 湍流交混效应1、6 子通道分析方法得基本缺点与限制112、7子通道分析方法一些问题得探讨13、 子通道程序123、1 针对特定得堆型开发得子通道程序133、2 VIPE-0114、3 COA序列简介13、3 COBATF53、3、1CORA-TF守恒方程153、3、3 CBRT物理模型7、4 OBRATF数值方法183、3、CORA-TF算例分析1参考文献:21、 核反应堆堆芯热工水力分析方法动力堆得性能很大程度上受热工-水力设计得限制。为了提高堆芯得热工水力性能,要求堆芯得热工水力分析尽可能精确地计算出堆芯各子通道内得压力、流量与焓分布，从而使对水堆设计造成重大限制得烧毁比与出口含汽量得计算更为精确。在压水堆得早期设计中,堆芯得热工水力设计都就是在名义条件下进行,并把所得到得结果再迭加上极端条件下得热管因子与累积状态下得不确定性。由于设计中重复地使用这些因子，从而使设计过于保守。现在,随着对堆芯在各种工况下热工水力性能得深入了解与电子计算机得普遍使用，使堆芯热工-水力得精确计算成为可能。堆芯热工水力得分析方法主要有子通道分析方法、多孔体方法、标准得棒束热工水力分析方法.21、1子通道分析方法目前工程设计与安全分析使用得堆芯分析程序几乎都就是子通道分析方法编制得.子通道就是棒束之间流道得自然几何划分,它以燃料本身与燃料棒之间得假想连线所包围得流动面积定义为一个子通道得横截面积（图1）。流体在这样得流道中流动，一面与周围得燃料进行能量与动量交换,一面通过假想边界与相邻通道进行质量、能量与动量交换。子通道方法有两个很重要得假设:（1） 假设流体沿通道轴向流动速度远大于横流速度,横流流量一旦离开间隙就会汇入轴向流动(主流方向)而失去横流得方向性。因此，可以将轴向动量与横向动量分离开进行处理；（2） 假定相邻通道之间得一切交换就是通过湍流横流与转向横流进行得，以简化动量微分方程。子通道分析方法解得得流体温度与速度等参量都就是取控制体得平均值,忽略了通道内部得精细分布。图1：子通道控制体1、2 多孔体方法William 、 Sha等人提出得多孔体方法，借助体积孔隙率、分布阻力与热源(或热阱）等概念来描述非均匀介质(准连续介质）中得流体运动，把堆芯得棒束结构瞧成就是一个具有一定孔隙得流场。多孔体模型把流体流动空间得障碍物引入被计算单元中, 用多孔度、穿透率及分布阻力与分布热源等参数来考虑障碍物对流体在该微元中流动得影响, 分别以质量守恒、动量守恒与能量守恒得形式给出。在流体区域中, 固体得存在一就是减小了流动面积， 从而影响到流速及其相关量; 二就是改变了能量与动量传递.前者可以通过引入体积多孔度与表面穿透率来修正， 后者可以通过在能量方程中引入分布热源与在动量方程中引入分布阻力来处理。准连续区域得计算, 实际上就就是用多孔体取代实际区域中含有得固体进行计算得.计算模型采用均一化方法， 在计算模型中把实际区域中各处得固体与流体, 按相同得体积多孔度，相同得表面穿透率, 与在界面上具有相同得能量与动量传递来处理。多孔体模型可以使复杂得流动传热过程得以简化， 同时又保留了微分方程形式描述其流动与换热得特点，这就是对棒束间复杂流动传热进行模拟计算得有效方法之一.3多孔体模型控制体得尺度要比子通道得尺度大得多。多孔体方法得适用范围较广,不像子通道分析那样只限于棒束几何条件。多孔体公式也没有子通道分析方法中对横向动量方程得近似处理.但就是,它解得得温度与速度等参量仍然就是控制体得平均值。1、3 标准得棒束热工水力分析方法用有限差分法求解纳维尔-斯托克斯方程时,边界条件直接影响到解得性质对于棒束这样复杂得几何条件,很难用有限差分形式准确地表示弯曲得边界条件。“标准得棒束热工水力分析方法方法利用边界拟合坐标将一个复杂得棒束几何体系变换成一个矩形坐标网络体系（图)这样,它内部得燃料棒被变换成窄条、平板或方块,原来弯曲得边界变成与坐标方向完全一致得边界，边界上得格点准确地落在差分网络得格点上,这就有可能达到准确得求解。因此,利用这种方法有可能解出控制体或计算单元中得精细分布。当然，变换后得方程组比原先得更复杂。为了得到精细得分布，计算网络得划分也比前两种方法细得多，计算量将大大增加,目前不可能被工程实际所接受。3图2：边界拟合坐标方法2、子通道方法2、1 子通道分析得一般原理单通道模型就是把所以计算得通道瞧作就是孤立得、封闭得,在整个堆芯高度上与其它通道之间没有质量、动量与能量交换.它没有考虑相邻通道冷却剂之间得质量、热量与动量得交换,因此虽然比较简单，但对于无盒组件那样得开式通道就不合适。为使计算更符合情况，发展了子通道模型。子通道模型考虑到相邻通道冷却剂之间在流动过程中存在着横向得质量、热量与动量得交换（通常统称为横向交混）,因此各冷却剂得质量流速将沿轴向不断发生变化,使热通道内冷却剂焓与温度比没有考虑横向交混时要低,燃料元件表面与中心温度也随之略有降低。对大型压水堆,在热工参数一定得情况下,把用子通道模型计算得结果与用单通道模型计算得结果相比较,燃料元件表面得MDNB值约增加%10。可见，用子通道模型计算既提高了热工设计得精确度,也提高了反应堆得经济性，但采用子通道模型不能像单通道模型那样只取少数热通道与热点进行计算,而就是要对大量通道进行分析。因此计算工作量大,计算费用高，必须借助高性能计算机进行计算.相邻通道间冷却剂得横向交混就是由于流体流动时相同通道间流体得湍流作用及径向压力梯度所引起。湍流交混可分为自然湍流交混与强迫湍流交混。自然湍流交混就是相邻通道间得自然涡流扩散所造成；强迫湍流交混就是定位格架等机械装置所引起。湍流作用使开式通道间得流体产生相互等质量交换,一般无净得横向质量迁移,但有动量与热量得交换,因此常称为湍流交混,表示交换混合之意。径向压力梯度起因于通道进口处压力分布得差异，功率分布得不同，以及燃料元件棒偏心、弯曲等尺寸形状得误差、压力梯度得存在,造成了定向净横流。这种横流有时也称为转向横流。因为这就是单向流动，而不就是交换与交混,所以也称它为横流混合.由于径向压力梯度引起了净得横向流动，而质量交换必然伴随着动量与热量得交换。在应用子通道模型进行分析计算之前，首先需要把整个堆芯划分成若干个子通道。子通道得划分完全就是人为得,可以把几个燃料组件瞧作一个子通道,也可把一个燃料组件内得几根燃料元件棒所包围得冷却剂通道作为一个子通道,不论所划分得子通道得横截面积有多大,在同一轴向位置上冷却剂得压力、温度、流速与热物性都认为就是一样得。所以，如果子通道横截面划分得太大，则因在同一轴向位置上所有热工参数都认为就是一样得,这样可能与时间情况差别较大，结果使计算精度不理想;如果子通道横截面积划分得太小,则计算得工作量太大,因为计算时间几乎与子通道数目得平方成正比,计算机容量可能也难以满足要求,计算费用也太高为了解决上述矛盾,可采用三种方法一般情况下,这三种方法同时结合应用：1。利用整个堆芯形状对称、功率分布对称得特点，只要计算1/8堆芯就可以了.2。计算过程可以分为两步进行。第一步先把堆芯按燃料组件划分子通道，求出最热组件,第二步把最热组件按各燃料元件棒划分子通道,求出最热通道与燃料元件棒得最热点。在第二步划分子通道时，也可利用燃料组件得对称性,只需计算热组件横截面得/、1/4或1/8。3。根据需要划分横截面大小不同得子通道。在可能出现热组件或热通道位置得附近,子通道可以分得细小些,在远离热组件或热通道得一般位置,子通道可划分得大些.要进行子通道分析，必须由物理计算提供详细得堆芯三维功率分布,尤其就是热组件内各子通道得精确得功率分别。还应由水力模拟试验给出堆芯进口得冷却剂流量分布,湍流交混速率及横流阻力系数,这样才能使子通道分析具有可靠得精确度。严格来说,子通道计算在数学上就是空间域内得多点边值问题,以进出口压力作为边界条件为解决计算上得困难，通常用时间域内得初值问题来近似,用已知得进口流量与均匀得出口压力作为边界条件.12、子通道得划分与一般分析方法目前子通道划分有两种方法。一种子通道就是由联结棒得中心线,垂直管壁得直线及管内壁所组成。大多数子通道程序均采用这种划分法.另一种子通道得边界由所谓“零剪应力线”所构成。此法得优点就是在两相环状流动中，液体在棒得周围存在自身再分配得趋势。但由于零剪应力线很难确定,因而很少采用这种方法。分析中将子通道沿轴向分成若干控制体。对每个控制体,考虑子通道间得横向相互作用,写出质量、能量与动量守恒方程并用迭代程序求解。假设在每一个子通道内压力、流量与焓没有径向分布,流体得特性在子通道中心定义。12、3 质量、能量与轴向动量守恒方程将质量守恒原理应用于子通道得控制体内（图3),可得质量守恒方程： （1)式中,Ai，,mi分别为i子通道得流通面积、流体密度与轴向质量流量。Wj为从子通道j得单位长度上得横向流量。密度对时间得偏导数 给出由于流体得膨胀或收缩引起得流量变化。求与对于相邻得全部子通道(N个）进行。 图3:质量方程控制容积 图4：能量平衡将能量守恒原理应用于i子通道得控制体内(图4),可得能量守恒方程: ()式中,h与T分别为子通道得焓与温度；q为单位长度得子通道加热量（或功率）;Cij就是与流体得热导率有关得系数；ij为子通道间得湍流交混量;u为能量迁移得有效速度；h为横向流所携带得焓。若子通道就是均匀得，h可定义为：当W时，=hj；当Wij0时,h*hi。方程（2)右边第一项表示子通道所受得加热量与流量之比,给出在没有交混得情况下子通道焓得变化率。第二项就是由于子通道间得流体得热传导引起得焓变化率。第三项表示相邻子通道湍流交混引起得焓迁移。第四项表示横向流动引起得焓迁移。将动量守恒原理应用于i子通道得控制体内（图),可得动量守恒方程: （5)式中，分别为子通道得流体得流速、压力、比容、有效动量迁移比容、两相摩擦倍率与单相摩擦系数;为子通道得当量直径;g为重力加速度；为子通道轴向与铅锤方向得夹角;就是考虑热量与动量涡流扩散之间不完全模拟得系数;u*为有效横向流速，它与能量方程中得相类似。方程(5)右边得前几项分别表示摩擦压降，重力压头与动量交换项.这几项在各子通道程序中基本相同，而最后一项(横向流引起得动量迁移)则因程序不同而异。图：轴向动量守恒、4 横向动量平衡方程横向流量Wij由横向动量平衡方程确定。由于横向流就是相邻子通道间得径向压力梯度造成得定向流动，因而它在棒束组件得入口处、沸腾起始与发展得区域及元件发生形变或流动截面脱然变化得区域特别重要。在早期得子通道程序中,由于缺乏足够得试验数据,通常采用较为简化得横向动量平衡模型:式中,为横向阻力系数；S为子通道与j之间得连接宽度;g为重力换算系数。上述公式由于忽略了轴向流速得影响，就是不恰当得.切莱梅尔(Chele)等根据单相实验数据，考虑到轴向流速得影响，得到如下得横向阻力系数得修正公式:式中,为常数;为横向流速;u为轴向流速；为当时得K值.在THIC与SASS程序中,得计算式为：在COBRA中，罗伍（ROWc）研究了小间隙子通道间得矩形控制体内得动量平衡,得到下式：式中,为摩阻与形阻损失;为横向伪长度，它近似等于子通道得质心距.罗哈尼（Rohn）认为横向动量平衡得完整公式除纯摩擦项外,还包括不同得惯性项与加速项。因此横向动量平衡方程得最一般形式应为：式中,为与轴向流速有关得惯性项；Ru与R就是水平方向得横向流得加速与减速效应；为横向流流过间隙得摩擦阻力效应。、5湍流交混效应相邻子通道间得湍流交混效应就是很重要得,因为最热得子通道中得焓主要就是通过这种途径来降低得。子通道间得交混程度通常用单位长度上湍流横向扰动速率表示式中，,，D分别为湍流扩散率,普朗克交混长度与通道得当量直径。在反应堆条件下,有关亮相流体得交混现象至今尚未完全弄清楚。大多数子通道程序所用得交混模型都就是根据均匀理论。两股流体在子通道间得交混目前用两种模型加以描述:等质量模型与等体积模型。等质量模型认为两股发生交混得流体就是等质量得,因而在交混过程中不发生净质量交换,只引起能量与动量得交换。在OBA，HAMB与THIC中采用此模型等体积模型认为两股发生交混得流体就是等体积得.在相邻子通道内流体密度不同时，交混过程不引起能量与动量得交换，而要引起净质量得交换。在IER程序中采用这种模型。2、6子通道分析方法得基本缺点与限制子通道分析方法能够有效地进行反应堆热工水力分析，但就是也存在一些缺点与限制.主要方面列举如下:（1） 忽略了子通道内得速度与温度得精细分布(即采用集总参数法)。（2） 由于子通道布置得非正交性,致使横向动量平衡方程不能像轴向动量平衡方程那样严格处理。（3） 为使计算容易进行,轴向与横向动量方程得控制体之间得各种位置所需之计算资料要做近似处理。2、7子通道分析方法一些问题得探讨在运用子通道分析时，做一些简化以利于计算，但不应为此增加实验工作得复杂性。以计算结果与实验结果相符,有一些方面可以进行探讨:1. 初始条件与边界条件。当将反应堆冷却剂流道芬两步分析时,第一步先进行全堆分析,初始条件为堆芯入口处进入各燃料组件得冷却剂之与应等于给定得冷却剂总流量；堆芯出口处得约束条件为各燃料组件出口处得压力相同。上述第一个条件就是不成问题得，但就是第二个条件中,堆芯出口处等压面得位置难以确定。在第二步进行热组件内各子通道分析时，因组件横截面尺寸相对较小,可以认为组件入口处就是等压面,但等压面得位置需要确定。其次,在第一步分析中，各个组件在堆芯入口处压力不相同,使压降得起算基准不同以及计算物性参数时较复杂。此外,在由第一步转入第二步分析时,即使已知流出得冷却剂组件得横流量及焓,还要确定对于流入冷却剂得相邻组件各子通道得影响大小;从直观来说,它与流体横流过管束时得热交换情况相类似，这个问题,应通过计算分析与实验来验证.2. 同一个组件内不同子通道得交混系数就是不同得。若在同一个横截面上取一个平均得交混系数,将影响计算得精确性。3. 为了简化计算,常将燃料组件局部位置上定位件对冷却剂交混得贡献沿流道全长均匀化,这将影响到冷却剂得焓值。对此要作计算分析,以判断这一简化得可行性。4. 计算步长内发生流体沸腾得转变点时得处理。当某个计算步长内部发生欠热沸腾等转变点时,可以调整步长长度,使转变点移到步长末端点上,但却可能在相邻流道统一步长内发生欠热沸腾转变点。5. 计算得快速收敛问题。由于相邻流道间横流量与横流阻力都很小,要使计算快速收敛，可有不同得方法.6. 进行子通道分析得具体要求.首先必须知道详细得堆芯三维功率分布，还必须通过堆本体水力模拟装置实验测知堆芯入口处分配到各组件得冷却剂流量,以及通过实验测知相邻流道流体间得交混系数与横流阻力系数。另外也应发展数学处理方面得计算方法。有了以上条件,可以使子通道分析更精确,计算更省，从而促进反应堆热工设计。5 3、子通道程序到目前为止,国内外已有大量用于反应堆热工水力计算得子通道模型得计算程序。这些程序得差别主要就是处理横流混合得方法与联合求解方程组得方法不同。这些程序得水力模型基本相似,物理模型中最大得不确定性就是子通道间得相互作用。这种相互作用就是子通道分析得主要特点,通常有如下三个主要过程:由于子通道间横向压力梯度引起得横向流，致使子通道间产生净得质量、能量与动量交换;（1） 由压力与流量得随机波动引起得湍流交混，它只引起子通道间净得热量与动量交换,不引起质量交换；（2） 在两相流系统中,气泡具有向高速区与几何开阔区域转移得趋势，这种趋势通常称为“空泡漂移”,也会引起子通道间得质量、能量与动量交换。它们得共同点都就是通过求解各子通道得质量守恒、能量守恒与轴向、横向动量守恒等四个基本方程,先计算各子通道内不同轴向高度上冷却剂得质量流量与焓值,求出最热得通道。然后,再计算燃料元件棒得温度场,求出燃料芯块中心得最高温度与燃料元件表面得最小临界热流密度比。1下文将列举一些国内研究人员针对特定堆型开发得子通道程序,另外详细介绍两个水堆通用得子通道程序VPRE与COBA。、1 针对特定得堆型开发得子通道程序研究人员基于热工水力子通道分析方法，针对特定得堆型，开发了特定得子通道分析程序。西北核技术研究所、西安交通大学核热能系陈立新等人开发得子通道程序PRTHA 应用在西安脉冲堆上，计算了西安脉冲堆堆芯热工参数中国原子能科学研究院郝老迷开发得TAPC2，用于计算稳态与瞬态工况下快堆燃料组件得流量、压力与温度分布。清华大学工程物理系傅钢等人开发得CSTA1,就是水堆全堆芯与子通道两流体瞬态分析程序。8 中国原子能科学研究院张东辉等人使用子通道程序OOS对中国实验快堆(CER)棒束型燃料组件内得堵流进行了计算与验证。9清华大学工程物理系王松涛等用ASSET-PVV3R1计算了AR10在不同钍装填模式、不同功率、不同寿期下得子通道热工水力学特性。3、2 VIPR01VIPRE0美国电力研究院(EP）投资开发得，能够进行详细得热工水力计算以获取稳态或瞬态得最小偏离泡核沸腾比(DNB)。VIRE-01就是有限容积三维反应堆堆芯或其它类似结构得稳态或瞬态子通道分析程序。它能够计算详细得稳态或瞬态堆芯流量分布、冷却剂状态、燃料棒温度以及DN.IPRE01源于CB，并扩展了模型、数值计算、文件与适应性，以满足业主分析要求。美国核安全管理委员会(NC)已经审查了VIPE1,并发布了一份安全评估报告,表明其分析结果在许可证申请中就是可以接受得。VPE-0在堆芯分析中得限制就是堆芯入口流体状态需要其它系统分析程序给出。它能够计算单相流与均匀两相流，从过冷到过热以及超临界。它针对过冷沸腾,使用经验得过冷干度关系式,使用空泡-干度关系式来近似两相得影响。沸腾传热采用多种关系式,壁面摩擦力通过流体计算获得,而不就是依靠物性表得输入。采用有限容积导热模型来计算温度分布与壁面、管道、棒与燃料棒得热流密度.二氧化铀与锆合金得热物性就是安装好得，其它材料物性需要通过输入指定.对于燃料棒,有一个可用得动态得燃料包壳导热模型，用来计算热膨胀与内压力得影响。堆芯功率通过径向功率因子与轴向功率分布，以平均功率得方式指定。1、COR序列简介 COBR子通道程序由美国太平洋西北实验室开发,已发展了多代下面从关键得“横向动量方程处理角度来瞧各代程序得演变。OBA、得横向动量方程只考虑压力梯度与横向摩擦损失得影响。认为动量随时间变化小得可以忽略所以,它不能反映快速变化过程,只能就是稳态或低速瞬态得一个近似表达式.CBRC增加了横向动量方程得两个加速项,同时改进了数值解法。运用半显式得边值解法，使她能处理绕丝或导流片引起得强迫交混。瞬态分析能力也扩大到可以分析部分阻塞.COBR得横向动量方程增加了一项横向动量通量,使模型进一步完善。同时发展了一种新得E解法,即时间显式瞬时压力速度法。它没有流向得限制,且可以接受流量或压力边界条件.因而能处理倒流、环流与冷却剂喷出等复杂情况,从数值解法上为研究从喷放到再淹没得冷却剂丧失事故全过程提供了可能。但就是COB-得动量方程缺少两个不同方向得横流速度相乘积项,故它还就是一个二维方程,不能准确地描写复杂得三维流动情况。COBADF就是BRA得一种发展。它采用得蒸汽漂移流模型就是一种考虑了相间相对运动与热力学不平衡得两相混合物模型。在重力起主要作用时,用它可以得到较满意得结果。COBRA-DF可用于压水堆冷却剂丧失事故与危机堆顶喷注得研究。COAF则就是采用两流体模型，即把汽、液两相流当作两种分离得流体来描写。由于相间彼此不完全独立，故方程要有一个相间得相互作用项来反映相间得动量、能量或质量得耦合关系两流体模型得优点就是可以获得详细得流畅与相分布。它得缺点就是:目前所用得相互作用项还不够完善；计算费用较大。ewa用COBRA-T与CBRA-分别进行了蒸汽发生器得热工水力计算,结果表明：COBRA-所用得机时与内存贮量就是COBA得34倍。、COBRAF COBRA-TF就是一个研究核电站系统中垂直部件得热工水力特性得大型部件程序.它保留了OBRA 系列程序得特点，针对核电站瞬态及事故工况下各部件冷却剂得热工水力特性, 采取了两相三流场数学物理模型。在数值计算方法上, 一方面它受计算区域得形状及复杂物性得限制较小； 另一方面, 由于采用强稳定两步法得计算方法, 使程序得计算速度大大提高。以致在普通微机上完全可以实现对堆芯及蒸汽发生器热工水力特性得实时仿真。下面就此程序数学物理模型得特点进行分析介绍.13。3。 CBRF守恒方程3。3.、三流场模型COBR 系列程序大都采用了均相流模型， 由于均相流模型本身得局限性, 它很难对堆芯及蒸汽发生器二次侧得热工水力过程进行较为详细得分析。COBA 则采用了两流体三流场模型.两流体模型对汽液两相分别给出守恒方程式, 并且考虑两相之间得质量、动量与能量交换, 可以准确地反映两相流动得流动机理与流动结构， 并可以获得详细得流场与相分布。两流体模型得准确性取决于两相流得物理模型。三流场模型实际上就是两流体模型得直接扩展。它将流动区域分为连续汽相、连续液相与液滴相。这种将液相分为连续液相与液滴相得方法， 使得对液膜与液滴同时存在得流动问题得处理更为方便与真实.因为在这类流动问题中液膜与液滴得运动特性存在着很大得差异,而且液膜与液滴之间得动量与质量交换直接影响流场得流动特性.在三流场模型中, 质量守恒方程与动量守恒方程对三个流场分别加以描述, 而在能量方程中,认为连续液相与液滴相处于热力平衡状态,因而能量方程只有两个。两流体模型得基本守恒方程组如下:质量守恒方程 (1）动量守恒方程 ()能量守恒方程 (3） 式中, 下标 分别为连续汽相（ k = ) 、连续液相（ k = 1) 与液滴相（k =e）;k 为其她相转化为k 相得质量； k ( + T k )为粘性力与湍流力; M k 为因质量交换所引起得动量交换;k 为相间阻力; k( Q + k ） 为传导热流与湍流热流; h k 就是由质量传递所引起得能量交换； q 为相间热传递经过三流场模型得如下假设, 可以得出三流场两相流模型得守恒方程组得更为简化得形式(见文献1） 。液滴相得湍流热流可忽略不计;粘性力可分为壁面剪切力与流体间得剪切力两部分, 在液滴相中第一部分可忽略； 传导热流被分为壁面热流与流体间得传导热流两部分, 液滴项流体间得传导热流可忽略； 相界面交换得物质处于饱与状态; 假设液滴项与连续液相处于热力平衡状态。由于假设两相处于热力平衡状态,连续液相与液滴相得能量守恒方程可以合并为一个。在一般情况下,因为连续液相与液滴相之间存在着大量得质量与能量得交换，因而假设就是成立得(但对于某些特殊情况，如液膜与液滴之间温度相差太大时，则需要将能量方程分开处理) 。这种简化不仅使方程得数量减少,而且使计算时间大为减少,从而极大地降低了计算费用。从以上关系式可以瞧出,两流体三流场守恒方程组可以详细地描述两相流中汽液两相得相互作用,并能客观地描述其流动特性.这就是OBR 系列中以前版本得程序所不能比拟得.。3.2、2坐标系与COBRA 以前版本得程序所不同得就是：CBRATF除了采用子通道坐标外， 还增加了直角坐标系, 并且在两套坐标中均实现了三维计算。使用直角坐标时， 在动量方程中增加了两个不同方向得横流速度得乘积； 而使用子通道坐标时, 则通过对相邻通道截面上得不同方向得横向速度得动量输送, 很方便地实现流场得三维计算。而在CBRA-中， 由于动量方程中没有不同方向横向速度乘积这一项2 , 因而CO-只能就是一个准三维得程序。同时, 在子通道坐标中， 认为所有得横向流动只发生在通道间得截面上, 因而不管横向流动得方向如何, 对所有得通道截面来说动量方程只有一个。这样, 每一相得动量方程由三个减少为两个, 计算费用得到了降低.另外， 对于复杂得、不规则得外形， 子通道坐标表现出极大得适应性与灵活性。对于一些复杂得两相流动,用子通道坐标处理也极为方便。因而, 子通道坐标得到了较为广泛得应用。值得注意得就是， 在采用长方形得通道时,子通道坐标与直角坐标实际上就是等价得。3。3. OBA-TF物理模型在均相流模型中, 物理模型得选择相对来说比较简单.而在两流体模型中, 由于两流体模型得准确性主要取决于描述流体间相互作用得经验关系式得准确性, 因此物理模型就显得至关重要。方程组得求解需要若干建立在物理模型基础之上得、用以描述流体间相互作用得关系式来使方程组封闭， 不同得流型, 描述其流动特性得经验关系式就是不同得。流型得判别一般采用流型图。流型图得种类很多， 不同得流型图之间得出入有时也很大。OATF 在借鉴、 E、 Dkler 年Huson 大学所作得关于流型转变得年度报告之后， 发展了一种适用范围极广又极为简单得流型图, 作为流型判别得依据。OBRATF中得流型图分为两个部分: 正常流型图与热壁流型图。它们都就是研究垂直流动得， 因为COBR-TF 就是用于分析系统垂直部件得， 因而横向流型并未考虑。(1)正常流型图： 当计算区域中包含得固体表面温度小于39 ,即可选用正常流型图。正常流型图以空泡份额v为依据将流动型态分为弥散泡状流(0 0、 ) 、块状流(、 2 v0、5) 、搅拌流(0、 v crt ) 与膜状流(citv）。(2) 热壁流型图: 热壁流型图主要用于分析再淹没过程及计算区域得固体壁面温度大于39 得两相流动在顶部再淹没过程中， 当、8v 时即为降落膜流动, 否则就会发生顶部涌进现象, 即液块直径相当于流动通道得直径。在底部再淹没过程中, 冷却液体处于过冷状态时, 壁面处形成环状蒸汽膜, 称为反环状流。否则即形成弹状流6 。在计算中， 通过以上流型图来区分流体得流动型态, 从而确定各种经验关系式得适用性。在OBAF 中所选用得经验关系式都就是较经典得,并且为大量得实验所证实。3。3.4 CORATF数值方法COR系列程序得发展伴随着数值方法得不断完善。CORA 中采用了半显式得边值解法,使得由绕丝与导流片所引起得强烈交混问题得求解成为可能,同时也提高了瞬态分析得能力。COBR-在此基础上发展了一种E 解法, 即时间显式瞬时压力2速度法,它可以处理倒流、环流与喷出等复杂工况, 为研究从喷出到再淹没冷却剂丧失得事故全过程提供了可能4 ,5。OBRA-T 则在前两者得基础上发展了一种称之为强稳定两步法得数值方法， 大幅度地提高了计算速度。下面就此方法作一简单介绍在给定压力场与温度场之后, CBRATF 首先解出动量方程， 然后用新得速度场代入质量方程与能量方程, 因为该速度场与真实速度场得差异, 方程两边不等,将方程右边移到左边可得余量方程。然后对每一相得质量与能量余量方程进行求导, 得到一方程组，对这一方程组用高斯消去法可得 (） () （6） (7)(8)对于所得方程组, COR-T 使用时间步长控制得方法使非线性系数 , g k在同一时间步长内保持一个合理得变化范围， 从而可以近似认为k ， g k 恒定,这样方程组左边得变量在一个时间步长内通过一次计算即可解出。因而极大地减少了计算时间。至于压力方程得求解,ORA-TF 提供了两种方法以提高Guss-diel 迭代得速度： 其一为S 得降维法， 其二为再平衡计算法。详细过程可见文献 13 。33。CBRA-TF算例分析CORA-TF 对标准再淹没实验FLEH2AS 8057 (2、 3cm s) 得计算结果与实验结果得比较见文献 。由分析比较可以得出以下结论： 在试验区段得下段,热棒温度与试验结果相当吻合， 而在高端则有很大出入,这一点可以用在高端细分子通道得方法加以修正; 空泡份额在任意位置与试验结果都符合得相当好，这一点也正好证明了液滴模型与相间剪切模型得合理性。在此基础上对通道结构进行了再次细分,将原来得单通道结构改为双通道结构。并在HP486 X2100 微机上做了进一步得分析计算, 整个再淹没过程只用了 个小时。计算结果也有了明显得改善(如图1) ,在图1 中假设当L= 0、 8 时, 即可认为就是骤冷前沿.图6：骤冷前沿随时间变化关系得计算结果与FLECT2ST实验结果得比较附：参考文献1 章靖武子通道热工水力分析 核动力工程,982、2,第3卷 第1期2 彭木彰、 核反应堆传热计算，核动力工程。199、2 , 第1卷 第6期3 彭木彰COB程序数学模型得特点 核动力工程。1984、1 , 第卷 第6期4 杨志民、 棒束间复杂流动传热模拟计算，原子能科学技术,197、3，第31卷第期5 孙启才 反应堆稳态热工子通道分析方法得基本原理，核动力工程。1981、1 , 第2卷 第5期6 陈立新、 子通道程序PTHA在西安脉冲堆上得应用,核动力工程，200、1，第24卷第6期(增刊）7 郝老迷，快堆燃料组件得子通道分析,原子能科学技术，193、,第27卷 第5期8 傅钢, CAST_1_水堆全堆芯与子通道三维两流体瞬态分析程序,清华大学学报,9,第26卷 第1期9 张东辉，利用子通道程序对快堆堆芯堵流得计算10 王松涛，钍基先进坎杜堆子通道分析，207， 第28卷 第4期11 IPE0 Decripton12 杨志林、CORATF 程序得特点， 核动力工程 1998、 第9卷第3期13 COBRA/RAC2A ThemaHydulics defo Transient Anlysis ofNlear Ractor Veses ad Prmry Coolant ystems、NURE/ R06 ,NL248 , Vl 、 15，983、