并联多通道内核热耦合流动不稳定性的研究毕业论文Word文档格式.docx
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3.5并联通道模型18
4数值方法20
4.1系统的刚性20
4.2Gear方法24
4.2.1简单迭代法24
4.2.2Newton迭代方法25
4.2.3Gear方法26
4.2.4Gear算法的阶与步长的控制28
5程序计算结果及分析33
5.1不考虑核热耦合时的计算结果34
5.2核热耦合时的计算结果37
5.3计算结果对比及分析40
6结论与展望42
参考文献43
附录45
致谢78
1绪论
流动不稳定性及其危害
在加热的流动系统中，如果流体发生相变即出现两相流时，流体以非均匀形态所出现的大的体积变化可能导致流动的不稳定性。
这里所说的流动不稳定性，是指在一个质量流密度、压力降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡[]。
这种现象与机械系统中的振动很相似：
质量流密度、压降和空泡可以看作是机械系统中的质量、激发力和弹簧，在这中间，质量流密度和压降之间的关系起着重要的作用。
流动不稳定性不仅在热源有变动的情况下会发生，而且在热源保持恒定的情况下也会发生。
流动不稳定性在反应堆领域广泛存在，流动不稳定性会严重影响反应堆的安全运行，这是由于：
1部件可能遭受有害的强迫机械振动，机械振动和局部热应力周期性变化会导致疲劳破坏；
2会引起控制问题。
对于流体冷却的反应堆，当冷却剂兼作慢化剂时尤为重要，还会引起核反应性变化耦合反馈效应；
3会影响局部传热特性，或者引起沸腾危机提前出现，及临界热流密度降低。
两相流不稳定性大致可以分为两大类：
静力学不稳定性和动力学不稳定性。
静力学不稳定性是非周期性的改变系统的稳态工作运行点，它的基本特征是系统在经受一个微小扰动后，会从原来的稳态工作点转变到另一个不相同的稳态工作点运行。
这类不稳定性是由于系统的流量和压降之间的变化、流型转换或传热机理的变化所引起的。
动力学不稳定性是周期性地改变系统的稳态工作状况，这里惯性和反馈效应是制约流动过程的主要因素。
它的基本特征是当系统经受某一瞬间的扰动时，在以声速传播的压力扰动和以流动速度传播的流量扰动之间的滞后和反馈作用下，流动发生周期性振荡。
这类不稳定性的产生主要是由于系统的流量、密度、压降之间的延迟与反馈效应，热力学不平衡性以及流型的转换等原因引起的。
本文研究的流动不稳定性为动力学不稳定性。
研究现状
从上可见两相流动不稳定性的研究对于反应堆的安全运行以及事故安全分析都具有十分重要的意义。
关于这方面的研究已经产生了很多成果。
然而，大部分这方面的研究，都只是集中于单一的流体动力学不稳定性，而没有考虑到核热耦合的相互作用。
这种作用通过中子（即反应性），把热流密度与空泡份额联系在一起，结果也就与流量联系起来了。
1988年发生在美国的LaSalle核电站紧急停堆事故即是由于核热耦合产生不断的振荡产生的。
LaSalle事故被认为是由耦合的核热水力不稳定性产生的，但它的机制还未被完全了解[]。
目前关于核热耦合流动不稳定性的研究主要有时域法跟频域法两种。
这两种方法各有利弊。
时域法得出的结果直接随时间而变，可以很直观地看出是否发生了流动不稳定。
但是时域法需要占用大量的计算时间，而且还容易产生由于数值计算方法引入的计算振荡问题。
频域法不产生各种各样的变量在振荡中表现的瞬时，结果因此不会产生大量的中间计算结果，缺点是不直观。
在实际的动力系统中，很多装置具有上下两个联箱间并联一组管道的结构，可以通过平均管分析得到关于整体的不稳定性，但是有一种情况却是系统总流量保持不变，而管道之间已经发生了脉动，这是一种管道之间的相互作用，非常隐蔽，更加危险，在近年来成为不稳定性研究中的一个热点和难点问题。
一般认为其求解的边界条件应该是总流量不变和两端压降不变，但是尚未见到实验证明这一边界条件的合理性。
在很多的模型求解中，一般仅仅将两通道之间的压降保持相等，而这一压降是变化的。
在文献[]中提到的方法尽管保证了压降不变，但在同一个时间步长内两个通道的压降是不等的。
这一矛盾在解方程组时无法避免，在这一点上需要更多的实验验证和理论研究。
本课题的研究基于前一种方法，即是求解时保持各个通道之间的压降相等。
阮养强[]基于多通量频域法，针对多个通道相互并联的情况，考虑相邻通道之间以及通道与外部回路之间存在的多重反馈和耦合作用，研究了系统参数变化以及各通道之间的工况偏差对多通道耦合系统密度波不稳定性的影响。
作者认为无工况偏差、无耦合作用的并联闭式多通道系统可以简化成单通道来分析，耦合作用以及工况偏差的
存在对系统稳定边界有重要影响。
入口节流系数的增加，相变数的减小以及雷诺数的增加改善了两通道耦合系统的稳定性。
但是入口节流系数比率的增加对系统稳定性有非单调性的影响，这些同本研究中的一些结论可以说是不谋而合的。
Lee和Pan[]对强迫循环的并联通道不稳定性进行了研究，研究针对沸水堆参数，中高压，多通道。
分析了2－6个通道并联的情况，同单通道相比，多通道并联不一定会使系统稳定性增强。
文中还采用了类似于Lahey的相空间分析，得到了并联通道的吸引子，在同一个脉动工况中，各个通道的吸引子并不相同。
周云龙等[]提出了一个简化（忽略过冷沸腾、热负荷均匀、焓值线性变化等）的并联通道密度波型不稳定性的非线性数学模型，认为系统的稳定性与初始扰动的幅度无关，只是取决于运行条件。
其判别条件是以振荡发散与否来考察不稳定。
许圣华等[]也进行了高压系统平行通道自然循环不稳定性的研究。
Munoz-Cobo[]等对沸水堆并联通道的不稳定性进行了研究。
在热工方面采用了类似于Clausse等的Galerkinnodal方法，在物理方面考虑了功率分布和燃料动力学以及多种反馈作用。
在并联通道求解过程中采用交替性的满足外部压降作为边界条件和求解方法。
但是这种方法是否合理还有待于进一步研究。
黄彦平[]等针对由七根双层套管组成的多管平行通道流动不稳定性实验段，进行了流动不稳定性实验，结果表明，实验段的管间脉动主要表现为密度波脉动、不规则脉动和热力型脉动3类，与单通道流动不稳定性、两管平行通道管间脉动，均有明显区别。
Wu等[]在水力学直径158.8和82.8um的微通道中通过可视化的实验装置，观察到了周期性沸腾现象并记录下流量、温度、压力的脉动曲线。
陈听宽等[]多年来致力于高压汽水回路上的垂直并联管中汽液两相流不稳定性的研究。
通过大量实验确定了压力、质量流速、入口过冷度、热负荷以及热负荷不对称分布、进口及出口节流和可压缩容积等对不稳定性的影响，得出了压力降型和密度波型不稳定性的界限，给出并联管中计算不稳定性起始条件的无因次方程，为大型直流锅炉和蒸汽发生器的设计提供依据。
文中认为管间脉动是在系统上游无可压缩容积时，热负荷达到一定程度出现的一种密度波脉动，总流量和出口压力基本不变，其稳定性比单管要差。
李会雄等[]在其文章中报告了在高压汽水两相流实验台上对垂直上升并联多通道中的汽水两相流密度波型不稳定性进行的系统的实验研究。
发现了并联多通道（三通道）中汽液两相流密度波型不稳定性的主要特征，确定了系统压力、质量流速、入口过冷度、热负荷、进出口节流和可压缩容积等对该类不稳定性的影响，并与单通道内的密度波不稳定性进行了对比分析。
文中认为多通道比单通道更加不稳定，这一点同陈听宽等的结论是一致的，更有趣的结论是通道数目为奇数的系统稳定性要好于通道数目为偶数的系统，这一点可能还需要更多的实验数据来进行支持。
李虹波[]等对平行双通道系统的管间脉动实验进行了报告，其特色在于采用了矩形流道的实验段。
研究内容
在广泛调研并联多通道以及核热耦合资料的基础上，本文从时域法研究，在西安交通大学核科学与技术学院开发的“船用核动力装置多通道流动不稳定性的分析程序”的基础上，构建具有六组缓发中子的点堆功率模型，嵌入核热耦合模块。
由于原程序的算法是单精度类型，嵌入核热耦合模块后，程序发生了振荡，计算速度很慢。
然后把程序数据类型都改成了双精度，但是由于不断的耦合迭代，计算还是很慢。
不断改变系统的压力、进口过冷度以及进出口阻力系数并把结果与原程序运行结果对比后，分析研究。
得出以下结论：
1增大通道进口流体的过冷度，有利于多通道系统的稳定；
2增大进口阻力和减小出口阻力有利于系统的稳定；
3增加系统的压力，可提高系统的稳定性；
核热耦合的相互作用，反应堆的负反馈会严重系统的稳定性。
2点堆模型和核热耦合模型
根据核反应堆物理的分析结果，具有六组缓发中子的点堆方程可以如下表示[]：
（2-1）
式中：
——中子密度；
——第组缓发中子先驱核浓度；
——中子寿命/s；
——反应堆有效增殖因子；
——核反应堆外中子源每秒产生的中子数；
——第组缓发中子先驱核衰变常数/；
——第组缓发中子份额；
——总缓发中子份额，。
在推导该方程时并没有考虑核反应堆中存在的各种反馈，即认为反应堆的功率水平比较低，反应性稳定系数可以被忽略。
由于中子代时间为，反应性为，并且外中子源，故方程（4-1）可以简化成：
（2-2）
注意这里的=16。
反应堆的反应性相对于反应堆的某一个参数的变化率称为该参数的反应性系数。
如反应性温度系数、空泡系数、功率系数等等。
对于我们研究的这个堆，属于沸水堆。
因此真正能对反应性起到反馈作用的是反应性温度系数和空泡系数。
应该指出，反应堆内的温度是随空间变化的。
堆芯中各种成分（燃料、慢化剂等等）的温度以及温度系数都是不同的。
因此反应堆中的总的温度系数等于各成分的温度系数之和，即：
（2-3）
在实际的反应堆中，一般温度系数只需考虑燃料温度系数和慢化剂温度系数即可。
由于多普勒效应，以低富集铀为燃料的反应堆中，燃料温度系数一般都是负的。
而当温度增加时，慢化剂温度系数却可能出现正值，尤其在寿期初当慢化剂中硼的浓度比较大时更可能出现这种情况。
空泡系数是指在反应堆中，冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化，以表示，即：
（2-4）
——空泡份额。
一般来说，对于轻水堆来说，当出现空泡或者空泡份额增加时，是负效应。
值得注意的是在本文中，由于直接求出空泡份额比较困难，因此用功率相对值的变化来表征空泡份额的变化。
因此空泡系数也用功率相对值的变化来表征。
上述三种系数在几种典型反应堆中的反应性系数如表2-1所示[]。
表2-1几种堆型的反应性系数
反应性系数
沸水堆
压水堆
重水堆
燃料温度系数
慢化剂温度系数
空泡系数
在本文中，由于引入的扰动比较小，为了研究的方便，把上述三种系数都设为常数，即取：
；
。
3并联多通道理论模型
对于广泛使用的压水堆动力装置，主要包括反应堆，一回路系统，二回路系统三部分组成。
一回路系统，又称反应堆冷却剂
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