小型铅铋堆燃料组件子通道热工水力特性研究_赵海.pdf

第 44 卷第 2 期2023 年 2 月哈 尔 滨 工 程 大 学 学 报Journal of Harbin Engineering UniversityVol.44.2Feb.2023小型铅铋堆燃料组件子通道热工水力特性研究赵海1,高璞珍1,孙灿辉2,章艺林2,何晓强1(1.哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江 哈尔滨 150001;2.国家电投科学技术研究院,北京 102209)摘 要:铅冷快堆因热工水力性能优良而极具潜力,堆芯热工水力分析是保证反应堆安全和经济性的关键。本文通过子通道程序计算得到一种小型铅铋冷却快堆燃料组件热工水力特性,并对该堆的设计参数进行了敏感性分析,探究了燃料棒棒束几何尺寸、冷却剂入口设计参数对热工水力特性的影响。结果表明:在研究参数范围内,随燃料棒高度增加,包壳最高温度降低;随燃料芯块直径增大,包壳最高温度先降低后增加;随棒心距的增加,冷却剂最高流速降低;冷却剂平均温度随入口流量线性变化,入口流量每增加 3.8%,冷却剂平均温度降低约 0.7%;包壳最高温度及冷却剂平均温度随入口温度增加近似呈线性增加。本文研究结果可为小型铅铋冷却快堆的优化设计和安全分析提供有益参考。关键词:小型铅铋堆;子通道;热工水力特性;燃料组件;几何尺寸;入口参数;敏感性分析;数值计算DOI:10.11990/jheu.202107074网络出版地址:https:/ 文献标志码:A 文章编号:1006-7043(2023)02-0314-07A study on thermal hydraulic characteristics of fuel assembly by the subchannel code in small lead-bismuth reactorZHAO Hai1,GAO Puzhen1,SUN Canhui2,ZHANG Yilin2,HE Xiaoqiang1(1.Fundamental Science on Nuclear Safety and Simulation Technology Laboratory,Harbin Engineering University,Harbin 150001,China;2.State Power Investment Central Research Institute,Beijing 102209,China)Abstract:Lead cooled fast reactor has great potential due to its excellent thermal hydraulic performance.The ther-mal hydraulics analysis of reactor core is the key to ensure safety and economy of the reactor.In this paper,the thermal hydraulic characteristics of the fuel assembly of a small lead-bismuth cooled fast reactor are calculated by the subchannel program,and the sensitivity analysis of the design parameters of the reactor is carried out.The in-fluences of geometric dimensioning of the fuel rods bundle and the design parameters of the coolant inlet on the ther-mal hydraulic characteristics are investigated.The results show that the maximum cladding temperature decreases with the increase of fuel rod height within the research parameters.The maximum cladding temperature decreases first and then increases with the increase of fuel pellet diameter.The maximum velocity of coolant decreases with the increase of rod pitch.The average coolant temperature varies linearly with the inlet flow,and the average cool-ant temperature decreases by about 0.7%for every increase of 3.8%of the inlet flow.The maximum temperature of cladding and the average coolant temperature increase amost linearly with the inlet temperature increasing.Related research results can provide useful references for the optimization design and safety analysis of small lead-bismuth cooled fast reactor.Keywords:small lead-bismuth reactor;sub-channel;thermal hydraulic characteristics;fuel assembly;geometry dimensioning;inlet parameter;sensitivity analysis;numerical computation 收稿日期:2021-07-28.网络出版日期:2022-11-03.作者简介:赵海,男,博士研究生;高璞珍,女,教授,博士生导师.通信作者:高璞珍,E-mail:gaopuzhen .铅冷快堆因具备结构紧凑、优良热工水力等特性而成为国际上最具潜力的 6 种堆型之一。同时,小型堆具有体积小、组装方便的特点,在海洋、偏远地区供能等领域应用前景广阔1-2。堆芯热工水力分析是研究反应堆安全性和经济性的关键3-4。在堆芯设计的初期需要知道堆芯通道流场和温度场分第 2 期赵海,等:小型铅铋堆燃料组件子通道热工水力特性研究布,以便初步确立堆芯结构参数。子通道计算精度较高、计算速度较快5,故子通道分析是目前堆芯热工水力初步分析常用方法。国内外为满足堆芯热工水力设计,开发了一系列子通道分析程序,如CHAN-2T6、SACOS-PB7、ATHAS-LMR8、AS-SERT-PV V3R19、MATRA-LMR10、COBRA11-13、SABRE414等,这些程序主要是关于水冷堆及其他液态金属冷却堆的子通道程序。王俊等7利用 SA-COS-PB 对铅铋冷却快堆子通道的温度场进行了模拟分析,并用 CFX 软件进行了验证,计算结果与文献计算值和 CFX 软件计算结果符合度较高;Chen等15利用铅铋子通道程序计算了 10 MW 的自然循环铅冷快堆,对温度最高的燃料组件进行了分析,得到了包壳温度、燃料温度和冷却剂速度分布;高新力等16分析了铅铋水冷快堆不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响,并对湍流交混模型、换热系数模型等进行了参数敏感性分析,由于铅铋水冷快堆采用铅铋合金与水直接接触的换热方式,堆芯内热量导出过程涉及两相流动,因此湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大。Lyu 等17对 61 棒束结构铅铋强迫和自然流动换热进行了实验研究和 SACOS-PB 子通道程序对比分析,结果表明 SACOS-PB 是 LBE 系统子通道分析的可靠工具。对上述已有的研究内容可以发现,目前针对强迫循环下的小型铅铋堆燃料组件热工水力特性及参数敏感性分析仍较少。本文使用适用于铅铋堆的子通道程序,对强迫循环下小型铅铋堆棒束燃料组件的不同结构设计参数和冷却剂入口参数进行了敏感性分析,得到了燃料棒棒束结构的几何尺寸、冷却剂入口状态设计参数对燃料组件流场和温度场的影响。1 子通道程序验证及计算方案 本文采用子通道分析方法,首先把堆芯划分为若干子通道,对每个通道内的冷却剂建立质量、动量、能量守恒方程,然后通过对方程组的求解得到每个通道内冷却剂的温度和速度分布,最后结合传热模型进行计算,得到燃料棒的温度分布。1.1 控制方程 1)质量守恒方程:Wiz=-Jj=1Wij(1)式中:Wi是第 i 子通道的质量流量;z 是轴向坐标;J为与子通道 i 相邻的子通道数;Wij为子通道 i 与 j之间每单位长度横向质量流量。2)轴向动量守恒方程:轴向动量守恒方程一般可表示为:d(PiAi)dz=-d(Wivi)dz-Aiig-12ivi2AifiDHi-AiPform,i-Jj=1Wijv-Jj=1WMij(vi-vj)(2)式中:参照第 i 个子通道;P 是子通道的压力;A 是其流通面积;Ai为第 i 子通道流通面积;v 是冷却剂轴向速度;是冷却剂密度;g 是重力加速度;f 是子通道周围壁面的达西摩擦系数;DH是水力直径定义为 DH=4A/pw,pw表示湿周;pform表示由于流动方向或流通截面的变化而引起的每单位长度的压损;v是横向流有效的运输速度;WMij是子通道 i、j 之间每单位长度的动量转换的有效质量的交换率,WMij=lijG-,其中 为湍流交混系数;lij为相邻通道间隙宽度;G-ij为相邻子通道间的平均轴向质量流量。流体交混系数需要由实验确定其准确值,同时也可以根据一些拟合公式初步确定其值,但为进行参数敏感性分析,本文程序计算时的交混系数取一中等值为0.006 9。3)横向动量守恒方程:(vWij)z+(uWij)x=(Pi-Pj)s-KijW2ij2is(3)式中:x 是横流方向坐标;u 是 x 方向的速度;s 是燃料棒间隙距;是子通道形心距;Kij是一个既考虑摩擦损失又考虑横向流动形式损失的系数。4)能量守恒方程:d(Wihi)dz=i-Jj=1Wijh-Jj=1WHij(hi-hj)-Jj=1ijij(s)(hi-hj)(4)式中:hi是第 i 子通道的焓;i是子通道 i 周围燃料棒所给的线功率;h和 WHij是 v和 WMij对应的能量;ij是子通道 i 和 j 冷却剂平均密度,ij是平均热扩散率,是有效混合长度,为 与热传导形状因子K 的比值。上述列出的各守恒方程均为微分形式。程序计算时,将微分形式离散为差分形式的方程组,然后通过迭代算法求解方程组,最后得到焓场、温度场、压力等流场信息。1.2 流动阻力和换热模型 子通道计算所用的流动阻力系数为 Rehme 模型,其中压降系数为:f=(p/Dr)0.5+7.6Dr+DwH(p/Dr)2|2.16(5)513哈 尔 滨 工 程 大 学 学 报第 44 卷式中:De为流道水力直径;p 为棒心距;Dr为棒直径;Dw为绕丝直径;H 为绕丝螺旋节距。换热模型为用于液态金属的 Dittus-Boelter 模型,换热系数:h=0.023Re0.8Pr0.4(/d)式中:Re 为雷诺数;Pr 为普朗特数;为铅铋热导率;d 为特征直径。1.3 程序验证 本文所使用的子通道程序为用于压水堆的子通道程序 COBRA 二次开发所得。主要通过修改流体的物性、压降模型、湍流交混系数和换热关系式,使程序适用于液态金属冷却反应堆的热工水力子通道分析。为验证程序的正确性,COBRA 程序采用与文献17中 SACOS-PB 程序相同压降模型和交混系数进行