Abstract
本文將提出雙方程式紊流模型以期能準確預測核反應器爐心內核燃料棒束間冷卻液流域的速度分佈，流場特性參數，並進而探討溫度場，熱傳分析問題。解析過程中所作的假設為不可壓縮，穩定狀態，不受溫度影響，全展，不考慮從屬流場效應。統御方程式則為連續，動量，紊流動能以及紊流動能消散率等五個方程式。數值方法使用Patankar & Spalding 所推導的有限差方法──SIMPLE。由於流暢機構本質上的複雜，非均向性效應具有重要物理意義，故予以特別考慮。核燃料組棒束排列型一般可分成三角形和正方形兩種，本文均予以涵括。討論中雷諾數範圍為2.4×104?106 ，節徑比則為1.123?1.50 。軸向速度分佈，棒壁剪應力分佈，摩擦係數等預測結果與參考實驗數據比較顯現良好的一致性。此外，非均向性效應對流場影響程度將做審慎地探討，雷諾數和節徑比與熱傳係數的關係亦為本文重要課題。