压水堆燃料棒束中CRUD沉积对过冷沸腾影响的数值研究

《Progress in Nuclear Energy》：Numerical investigation of CRUD deposit effects on subcooled boiling in a PWR fuel rod bundle

　　

摘要

在压水堆（PWRs）中，腐蚀产物（查克河不明沉积物，CRUD）在燃料包壳表面的沉积会显著影响堆芯的热工水力特性。本研究采用宏观热工水力方法，系统地量化了CRUD层对2×2压水堆燃料组件子通道内过冷沸腾特性的综合影响。该研究采用欧拉两流体框架，结合RPI壁面沸腾模型，将CRUD简化为等效热阻边界条件，重点模拟整个通道内的流体动力学过程。超越对孤立沸腾单元的机理研究，本研究考察了沉积物厚度、孔隙率和化学成分（特别是铁镍比）对空隙率分布和核态沸腾起始（ONB）的影响。研究特别强调了化学成分引起的导热系数差异：随着铁含量的增加（从2.9%增加到72.9%），沉积层的有效导热系数降低，导致包壳峰值温度升高约8.5 K，并显著提前过冷沸腾的发生。此外，该模型考虑了由间隔栅格诱导的湍流混合效应，这些效应重塑了轴向温度场和相分布。研究结果为反应堆堆芯的安全评估和运行维护策略提供了量化的、宏观参数化的参考依据。

引言

压水堆（PWRs）的持续高效运行对于满足全球低碳能源需求至关重要。然而，这些成熟系统的长期完整性和性能不断受到材料退化现象的挑战，其中燃料包壳表面腐蚀产物沉积，通常称为CRUD（查克河不明沉积物），是最为关注的问题之一（Deshon等，2011；Wang，2009）。这些颗粒状和可溶性物质来源于蒸汽发生器管等一回路组件的金属氧化物腐蚀和释放，被冷却剂输运并优先沉积在反应堆堆芯内的高热流表面上（Liu等，2024；Wang等，2024）。这种沉积现象并非燃料组件所独有，类似的污垢过程也困扰着核系统中的其他关键换热器，如蒸汽发生器，其中腐蚀产物的迁移和沉积会劣化热工性能并提出运行挑战（Mu等，2022）。此外，固体颗粒的沉积也是先进反应堆概念如铅冷快堆（LFRs）中的活跃研究课题，其中氧化物颗粒的积聚可能威胁燃料组件的完整性（Qiu等，2025）。

CRUD层的主要有害影响是其作为额外热屏障的作用。由于具有高孔隙率（50-80%）且相对于底层锆合金包壳的有效导热系数较低，该沉积物阻碍了从燃料到冷却剂的有效传热（Lee等，2025；Yeo和No，2018）。这种热阻升高了包壳表面温度，加速了腐蚀速率，并可能增加燃料中心线温度，从而威胁燃料棒完整性（Seo等，2021；ul Haq等，2011）。大量研究致力于表征这种热阻。早期工作（Cohen，1972）建立了一个基础的一维沸腾模型，此后得到了逐步改进。Pan等（1987）将其扩展为包含溶质输运的二维框架。后续研究，包括Henshaw等（2006）和Park等（2018）的工作，整合了越来越复杂的化学过程，如水辐射分解、硼锂反应以及偏硼酸锂（LiBO?）等物质的沉淀（Seo等，2025）。与此同时，Short等（2013）开发了MAMBA模型，使用分形几何来表征CRUD复杂孔隙网络内的输运。这些机理模型通常在与西屋先进环流试验台（WALT）设施（Wang等，2006，2011）等复杂实验的验证中得到应用，对于阐明控制传热和传质的微观物理过程以及导致CRUD诱发功率偏移（CIPS）的"硼藏匿"现象起到了重要作用（Dong等，2026）。

尽管有大量的微观尺度研究，但在将这些研究结果转化为用于系统级热工水力分析的实用宏观参数方面仍存在关键性空白。大多数子通道或全堆芯模拟工具将CRUD层简化为静态的、均匀的热阻边界条件（Hou等，2024）。这种方法未能考虑不断演化的CRUD特性与局部热工水力状态之间的动态耦合。至关重要的是，CRUD层的关键宏观描述参数——即其厚度、孔隙率和化学成分——并非静态的。它们直接决定了沉积物的有效导热系数，从而影响过冷沸腾的起始和空隙率分布的演化。值得注意的是，Wang等（2026）最近的研究阐明了CRUD生长过程中的"传热转变"现象，即增厚层的热阻增加最终超过了其多孔结构提供的沸腾增强效应，导致净传热从增强状态转变为恶化状态。对如何系统性研究这些变化的宏观参数定量影响全局过冷沸腾特性的工作——如沸腾起始位置、空隙率分布以及代表性棒束几何中的包壳温度场——仍然不足。

除CRUD相关研究外，近年来在配备间隔栅格和混合导流叶片的棒束子通道数值模拟方面也取得了相当大的进展（Xiao等，2022）。这些结构增强了冷却剂的横向流动和湍流混合，从而改善了传热均匀性，并在单相和两相运行条件下延迟了局部沸腾恶化（Saini和Bolotnov，2021）。近期的CFD和子通道分析表明，间隔栅格诱导的湍流显著影响了燃料组件内的局部速度场、湍流强度、空隙率分布和壁面温度（He等，2025）。然而，这些研究主要关注间隔栅格的热工水力效应，而CRUD沉积和间隔栅格增强湍流混合的耦合影响对过冷沸腾传热的综合效应仍有待深入理解（Lu和Du，2024）。为弥补这一知识空白，本研究采用宏观热工水力方法，系统地量化了CRUD层对代表性2×2压水堆燃料组件子通道内过冷沸腾的综合影响。在ANSYS FLUENT中采用欧拉两流体框架并结合RPI壁面沸腾模型，通过用户自定义函数（UDFs）将CRUD层建模为等效的空间分布热阻边界条件。这种方法优先考虑对整个通道内全局流体动力学和传热的模拟。超越对孤立沸腾单元的研究，本研究具体考察了沉积物厚度、孔隙率以及特有的化学成分（特别是铁镍比）对空隙率分布和核态沸腾起始（ONB）位置的影响。该模型进一步考虑了由间隔栅格诱导的增强湍流混合效应，研究表明这显著重塑了轴向温度和相分布场。研究结果为提高堆芯安全评估的保真度和指导运行维护策略提供了必要的量化宏观参数化参考。

与传统的子通道热工水力模型相比，这些模型通常只关注冷却剂流动和壁面沸腾而忽略了CRUD形态的影响，本研究通过用户自定义函数（UDF）将CRUD层纳入等效热阻表征。这种方法使得在欧拉-欧拉两流体框架与RPI壁面沸腾模型的耦合评估下，可以耦合评估沉积物厚度、孔隙率和化学成分的影响，从而对压水堆燃料组件子通道中CRUD引起的热工水力行为提供更为全面的描述。

各节摘要

数学物理模型

在本研究中，我们采用两流体模型，将液相和气相均视为连续介质，并为每个相建立单独的方程。质量和动量及能量通过方程的源项在两相之间交换。

几何模型

图5展示了所研究的2×2圆柱棒束通道的结构，基于典型压水堆AP1000堆芯运行期间的精确测量数据。燃料棒外径为9.50 mm。棒中心到中心的距离为12.6 mm，总长度为1 m。

在几何模型中部插入一个普通的间隔栅格，以模拟实际核电站中棒束与间隔栅格之间的相互作用。

计算结果解释

首先进行稳态计算，达到收敛后进行瞬态计算，将稳态计算所得出口参数设置为瞬态计算的初始条件。最终，计算获得了棒束通道沉积层内各物理场的分布，以进一步分析传热特性。接下来，研究沉积物内部的温度变化。

沉积层对流沸腾传热特性的影响

以下研究聚焦于沉积层关键参数对过冷沸腾的影响。针对三个重要参数进行了模拟计算：沉积层深度、沉积层孔隙率和沉积层组成，以研究其对过冷沸腾流动的影响。

结论

研究成功建立了三个关键模型：压水堆燃料元件表面沉积层的热阻模型、沉积物与冷却剂之间的流动传热模型以及壁面沸腾模型。通过使用FLUENT软件作为分析工具，研究团队进行了全面模拟，考察了燃料包壳表面沉积物中单相和沸腾流动传热动态。此外，研究还深入探讨了三个基本参数……

CRediT作者贡献声明

侯彦东：写作——审阅与编辑，资源，调查，概念构思。黄华：数据管理，资源。程浩然：验证，软件，写作——原稿。高春田：软件。陈博文：可视化，验证，方法论。张超：写作——原稿，软件，调查。项燕：监督，写作——审阅与编辑。

利益冲突声明

作者声明不存在可能影响本文所报告工作的已知的竞争性经济利益或个人关系。

侯彦东|黄华|程浩然|高春田|陈博文|张超|项燕

东北电力大学能源与动力工程学院，吉林，132012，中国