论文标题：Intracore Natural Circulation Study in the High Temperature Test Facility

论文链接：https://www.mdpi.com/2673-4362/5/4/31

期刊名：Journal of Nuclear Engineering

期刊主页：https://www.mdpi.com/journal/jne

在高温气冷堆（VHTR）发生加压传导冷却（PCC）事件后，主回路强制对流丧失，堆芯内自然循环的形成对燃料温度分布及反应堆压力容器（RPV）的结构完整性具有决定性影响。为了深入理解这一复杂热流体现象，美国俄勒冈州立大学（OSU）核科学与工程学院的Izabela Gutowska和Brian G. Wood，联合爱达荷国家实验室的Robert Kile，田纳西大学的Nicholas R. Brown在Journal of Nuclear Engineering发表最新研究成果，基于OSU的高温试验设施（HTTF），通过高保真计算流体动力学（CFD）模拟，首次揭示了非对称功率分布下堆芯内自然循环的详细流动图谱。

研究过程与结果

HTTF是通用原子公司MHTGR设计的1:4缩比试验设施，采用电加热石墨棒模拟堆芯发热，以氦气为工质。本研究聚焦于PG 27低功率（<350 kW）完全失流试验工况。团队首先利用RELAP5 3D系统程序建立HTTF模型，获得PCC事件后约24小时的准稳态边界条件（入口温度107°C、压力130 kPa、流量0.1 kg/s、功率86 kW）。随后，采用STAR CCM+软件建立1/6对称的全三维CFD模型（总网格数约2122万），包含94个冷却剂通道、34个下腔室支撑柱及7个仪表导管，并考虑固体 流体共轭传热与灰体辐射。通过网格收敛指数验证，确保计算结果的可信度。

关键发现之一是非对称流动图谱。由于径向功率分布不均（近90%热量产生于外环），堆芯内形成了复杂的自然循环格局。

PCC事件开始后24小时的堆芯内自然循环流速分布图 [m/s]

图中红色/橙色代表上升流，蓝色/紫色代表下降流。结果显示：堆芯中心区域29个通道为上升流（平均速度约0.0015 m/s），靠近侧反射器的65个外围通道为下降流（平均速度约 0.002 m/s），揭示了“中心上升、边沿下降”的自然循环特征。

此外，温度分布结果显示：堆芯最高温度出现在中心区域（CFD结果约277.4°C），上腔室平均温度215°C，下腔室平均温度267°C，氦气温升约52°C，与RELAP5 3D结果吻合良好。上腔室中，上升流股在中心碰撞后向侧壁扩散，并在冷壁面附近形成再循环区；下腔室由于密集支撑柱的扰流，未出现明显的再循环模式。

研究总结

该研究明确指出：在PCC事件中，堆芯内自然循环呈现显著的非对称性—中心通道上升、边沿通道下降，这一行为直接影响燃料元件和RPV的局部温度峰值，进而影响安全裕度。所获得的流速分布图谱为验证系统程序的三维流动预测能力提供了高分辨率基准数据。

研究团队下一步计划：(1)进一步验证并精细化RELAP5 3D系统模型，对比试验实测的腔室温度数据；(2)基于验证后的边界条件，开展全堆芯MHTGR原型的CFD模拟，实现从试验到原型的跨尺度外推。这项研究为下一代高温气冷堆的安全分析提供了关键的验证数据与高精度建模方法论。

期刊介绍

主编：Dan Gabriel Cacuci, University of South Carolina, USA

期刊创刊于2020年, 最新Impact Factor 1.2，CiteScore 2.6，是一个国际开放获取期刊，发表同行评审的论文。期刊涵盖了与核和辐射过程的科学和应用相关的原创研究、想法和进展。发文类型包括original research papers, reviews, communications, brief reports, opinions, technical notes, editorials等。

截至目前，Journal of Nuclear Engineering期刊已被Scopus, ESCI (Web of Science), EBSCO等数据库收录。