两环路核反应堆内流动传热的CFD计算分析_张慧敏.pdf

科学技术创新 2023.04两环路核反应堆内流动传热的 CFD 计算分析张慧敏（中国核电工程有限公司，北京）引言与传统的热工水力计算程序相比，CFD 程序能够获得更详细的流动信息。在反应堆设计及安全分析中已有一些工作使用 CFD 方法来模拟压力容器内冷却剂的流动与交混，如硼稀释事故、压力容器的热冲击、堆内构件的流致振动等1-4。从流动本质上来说，压力容器内冷却剂的流动大都是复杂几何条件下的单相湍流流动，尽管湍流模型始终是研究热点5-6，但目前的 CFD 程序（如商业程序CFX）已能够给出令人相当满意的结果。本研究采用计算流体力学程序 CFX，对两环路核电厂的一个实际工况进行了 CFD 仿真，计算压力容器入口至堆芯出口区域的流场与温度场分布，分析堆芯流量分配是否均匀，并与堆芯出口实测温度相比较。1计算模型与方法CFD 计算大体上可以分为如下 4 个步骤：几何模型构建、网格划分、求解、后处理。本几何模型构建采用的是 NX 程序，网格划分使用 ANSYS ICEM，求解用 ANSYS CFX，后处理使用 ANSYS CFD-Post。1.1几何模型构建反应堆压力容器的结构见图 1，在压力容器内壳和堆芯吊篮间的流体通道为下降段，冷却剂从压力容器入口进入下降段，沿下降段进入半球形的下腔室，经过支撑结构与吊篮底板，进入堆芯，带走堆芯中燃料元件所释放的热量。被加热的冷却剂在上腔室汇集，流向反应堆出口。上腔室位于堆芯下游，对于堆芯流动影响不大，且模拟需要耗费较大计算量，因此这一部分不进行模拟，仅对压力容器入口至堆芯出口的区域进行计算分析。图 1反应堆压力容器简图入口管至堆芯下栅格板区域几何基本按照实际作者简介：张慧敏(1984-)，男，硕士，高级工程师，从事核反应堆热工水力与安全分析研究。摘要：本研究对两环路压水核反应堆建立了计算流体力学（CFD）模型。利用该模型对一个电厂实际运行工况开展了 CFD 计算，堆芯出口温度分布的计算值与电厂实测数据符合良好。在压力容器入口至堆芯入口区域建立了精细的 CFD 仿真模型，而堆芯区域则由于结构过于复杂使用多孔介质方法予以简化模拟。关键词：核反应堆；CFD；多孔介质方法中图分类号：TL35文献标识码：A文章编号：2096-4390（2023）04-0194-05194-2023.04 科学技术创新情况建立，为了不引起网格划分的困难，做如下几何简化：a.径向支撑块简化为长方体；b.略去辐射样品支撑件；c.略去了堆芯支撑柱；d.堆芯区域采用多孔介质方法简化，未模拟燃料组件及格架的几何细节。图 2压力容器 CFD 几何模型1.2网格划分整个流体域的网格划分为 3 个区域，各区域分别用 ICEM 软件进行网格划分，在 CFX 中粘接起来进行计算，共划分网格 201 万个，其中：a.压力容器入口环腔及部分下降段区域，采用六面体结构网格，共 25 万个网格，节点数为 23 万。b.下腔室区域，采用非结构网格，压力容器及吊篮壁面处划分了三层棱柱型边界层，四面体网格数目为147 万，棱柱形网格数目为 28 万,节点数为 41 万。该区域结构最复杂，进行了局部网格加密。c.堆芯区域，为结构体网格，六面体数目 24 万，节点数目 23 万。1.3边界条件及物性等设定根据电厂运行数据，两个环路入口各自设定入口温度与流量（见表 1），出口设为零压力出口边界条件。参考工作压力设为 15.5 MPa。从压力容器入口至堆芯入口的两个区域采用湍流模型。壁面边界条件设为无滑移壁面边界条件。流体物性参数使用 CFX 自带的 IPAWS-IF97 水物性函数。表 1入口边界条件1.4堆芯区域的多孔介质模型处理反应堆有大量的燃料棒，如果建立精细的计算仿真模型，对复杂的流动和换热过程进行直接模拟，可以得到详细的流动信息，如棒束间冷却剂的流速、温度、二次流等，但需要划分数亿的网格，对计算机资源要求巨大。本研究主要关注的是冷却剂在压力容器及堆芯组件区域的交混和堆芯出口温度，并不关心二次流等细节。多孔介质方法可以满足分析要求，并大幅降低计算资源需求。多孔介质方法认为固体结构弥散在流体中，通过在流体控制方程中引入体积孔隙率（）和有方向表面穿透率（K）来表征固体的空间位置影响，引进分布阻力（R），分布热源（SH）来表征固体对流体的动量和能量的影响。为体积孔隙率，表示控制容积内流体与固体体积之比，K 为表面穿透率，为二阶对称张量，满足：类似连续流体的控制方程，多孔介质模型控制方程如下。连续方程图 3计算区域及网格划分参数 环路 1 环路 2 入口温度()292.3 291.3 入口流量(m?/h)23 991.8 23 883.6 AK A=()0K Ut+=k-195-科学技术创新 2023.04动量方程其中，e为有效粘度，表示层流或湍流的有效粘度值。SM为动量源项，可以表示成-R*U。R 为二阶张量，表示流动的分布阻力。能量方程e为有效热导率，SH为多孔介质中的热源。1.4.1多孔介质分布阻力的设定堆芯区域采用多孔介质模型，组件棒直径9.5mm，棒间距 12.6mm，可求出体积孔隙率，水力直径为 11.8mm。棒束内平均流速约为 4.2 m/s，多孔介质内的表征速度为真实速度乘以孔隙率，约 2.3 m/s。堆芯压降通常由如下公式计算，该式中的速度为棒束中流动真实速度。式中，为压降，单位 MPa；K 为形阻系数，无量纲；f为摩擦系数，无量纲；L 为流动长度，单位 m；De 为水力直径，单位 m。CFX 中阻力源项的设定关系式如下，这里的速度为表征速度。通过与的堆芯压降系数的设计值比较（见表 2），设定 CFD 分析中所需要的流动阻力系数（如图 4）。表 2堆芯阻力系数图 4堆芯阻力系数分布1.4.2多孔介质湍流参数的设定多孔介质区域由于有固体的存在，有时会使湍流强度增大，从而改善了动量扩散和能量扩散。本研究中堆芯组件区域使用了多孔介质方法简化模拟，采用零方程湍流模型。反应堆设计中，用如下经验关系式描述湍流对对流的强化。其中，Kl为冷却剂热导率，取 0.5379 W/m ；KT为湍流扩散率，由法国 OMEGA 交混实验测定，取保守值为 0.043；f(Re)取（0，Re-3000）的最大值。本研究中 Re 约为 3.88*105，可求得 Ktur约为9 004 W/m。考虑到棒束通道在横流方向的渗透率为=0.246，Ktur取 90040.246=2 215 W/m 。CFX 的零湍流方程模型中不直接设定 Ktur，而是通过设定湍流涡粘系数和湍流普朗特数来表征湍流热扩散作用，有如下关系式式中，Prt为湍流普朗特数，CFX 默认取 0.8692；Cp为水的定压比热容，取 5 793 J/kg,不难求出=0.33Pa s。1.4.3堆芯功率设定堆芯功率分布取自核电厂实测数据，是由中子通量测量系统实测并恢复得到的。发热区高度从 9.4 cm至 377.9 cm，每个组件给出了 57 个节点的相对功率。由于实测的功率分布为三维分布，因此使用用户 CEL函数接口将 CFX 与 Fortran 程序耦合，引入体功率密度分布。反应堆总热功率为 1 930 MW，发热区长度为()()()()23?UK UUKUUUtSp|+-+-|=-()()()HehK U hKTStPP+-=22212.69.5/40.553512.6-=2610()2LVPKfDe-=+P 阻力系数 设计值 长度(mm)K?(m?)上管座及格板 2.79 90.2 30.93 上部格架 0.93 33 28.18 裸棒摩擦 4.42 4060 1.09 交混格架 61.12 33 33.94 中间交混格架 30.69 18 38.33 下部格架 0.93 33 28.18 下管座及隔板 1.79 61.5 29.11 ()1(Re)?KKK f=+9.5112.6-PrtturturpKC=tur,2SM xxlossxpermSUKU UK=-196-2023.04 科学技术创新368.5 cm，发热区域平均体功率密度为 93.6 W/cm3。2电站实际运行工况模拟2.1流场分布图 5、图 6 为计算得到的流线图。由图可见，冷却剂进入压力容器后四散开来，在入口上方的环腔空间形成涡。两个入口流入的大部分冷却剂在中间区域汇合向下流动，而入口管正下方的流速很小。冷却剂沿环腔流入在下腔室后，形成了 4 个涡柱。图 7 显示了堆芯下板处归一化的流量分配结果，可以看出中心孔的流量最大，而边缘处的流量则较小，这是由于边缘处存在涡流损失。2.2出口温度分布图 8 给出了计算得到的堆芯出口温度分布。由于温度测量探头位于上堆芯板孔道中央，为了与实测值比较，选取组件出口中心点位置的温度作为堆芯出口温度计算值。测量位置的堆芯出口温度计算值、测量值及相对偏差见图 9。可以看出计算结果与实测值符合较好，考虑温度测量探头本身的误差为2，只有 L8 位置的计算结果超出了误差范围。图 5压力容器流线图3小结及展望本研究使用 CFD 软件，对两环路核电厂反应堆建立了计算流体力学（CFD）模型，压力容器入口到堆芯入口区域采用了较为精细的网格，堆芯区域则为多孔介质方法简化处理。图 6压力容器下封头流线图图 7堆芯入口流量分配图 8计算得到的堆芯出口温度分布197-科学技术创新 2023.04CFD Simulation on Thermal-hydraulicCharacteristics of a Two-loop NuclearReactorZhang Huimin（China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd.,Beijing,China）Abstract：This research performs in-vessel coolant CFD simulation of a two-loop nuclear reactor.The sim-ulation region is from the reactor inlet pipe to reactor outlet.Good agreement is achieved between measurementand simulation which shows that the CFD model can be applied in the engineering analysis.The region fromloop inlet to core outlet was simulated very detailed,but the core was simplified by using porous mediamethod because the geometry of this region is very complex.Key words：nuclear rector；CFD；porous media model对实际电厂运行工况进行了 CFD 计算，计算结果与实际测量值符合较好，该模型未来可支持核安全分析、核电厂运行维护等工作。参考文献1U.Rohde.Fluid mixing and flow distribution in aprimary circuit of a nuclear pressurized water reactor-ValidationofCFDcodes.Nucl.Eng.Des.237(2007)1718-1728.2Michael B,et al.Detailed CFX-5 study of thecoolant mixing within the reactor pressure vessel of aVVER-1000 reactor during a non-symmetrical heat-up test,Nuclear Engineering and Design，2008,237:444-452.3Fulvio Terzuoli,et al.CFX-10 and RELAP4-