APP下载

反应堆流场分析的数值模拟

2015-01-13于浩张明张伟蒋兴

计算机辅助工程 2014年6期
关键词:流场反应堆入口

于浩+张明+张伟+蒋兴

摘要: 运用CFD分析工具对反应堆内的流场分布进行数值模拟,给出反应堆燃料组件入口处流场的速度和流量分配情况.通过对计算结果的比较分析,对核电厂反应堆内的流动特性有比较全面的了解,从而为反应堆堆内构件的设计和优化提供分析依据.结果表明反应堆内流场采用CFD技术进行模拟计算是可行的.

关键词: 反应堆; 燃料组件; 入口; 流场; CFD

中图分类号: TL334;TB115.1文献标志码: B

0引言

反应堆是核电厂一回路系统中最重要的组成部分之一,其与蒸汽发生器、冷管段和热管段的压降共同组成的一回路压降系统,是计算冷却剂循环泵消耗功率和确定堆自然循环能力的重要参数.同时,反应堆内堆芯入口处流量分配的均匀性对堆芯热量分布有直接影响,反应堆上腔室内的横向流强度对控制棒驱动装置和支撑结构有显著影响.因此,反应堆内流场分析具有重要的工程应用价值.[12]

自20世纪80年代起,为弄清反应堆内流场的具体情况,上海核工程研究设计院在秦山一期反应堆的设计中完成大量的比例模型试验,积累丰富的设计经验.[3]1998年在秦山一期第4次大修中发现部分堆内构件出现损毁,上海核工程研究设计院采用数值模拟方法,用CFD技术协助工程实践,取得积极进展.[4]近年来,随着CFD技术的快速发展,采用数值模拟方法对反应堆流场进行分析研究成为可能.借助CFD手段对反应堆的局部流场进行广泛的研究,可大大降低工程设计的研发成本.[57]本文运用CFD技术对正在开展的我国第三代核电自主化研发中心的反应堆设计部分进行研究,给出反应堆流场分析的方法应用.

1模型构建

根据反应堆设计的特点,反应堆内流场分析主要涉及到反应堆入口、下降环腔、导流围板、堆内构件下腔室、堆芯下支承板、堆芯、堆芯上支承板、堆内构件上腔室和出口管嘴等一回路流动路径上的关键部分,其中:堆芯的压降主要取决于燃料组件的设计和布置,具有很大的规律性,可以通过理论计算得到比较接近真实值的计算结果;其他部件的理论计算有一定的难度,假设的解析方法通常比较保守,与真实值差别较大.为尽可能真实模拟反应堆内流场的分布,将反应堆以堆芯为界,分成下腔室和上腔室2个模型,分别进行模拟计算.由于反应堆本身具有对称性,模型取1/4结构,采用三维CAD建模工具Inventor完成,流体几何模型见图1.

(a)下腔室(b)上腔室图 1流体几何模型

Fig.1Fluid geometry model

2计算方法

在完成CAD模型之后,采用网格生成工具ANSYSICEM进行网格划分.因局部结构相对复杂,故采用六面体与四面体相结合的网格划分策略,并在壁面附近添加边界层网格,模型网格见图2.考虑到下腔室模型中反应堆入口、导流围板、堆芯下支承板和上腔室中堆芯上支承板、反应堆出口等部位的流场变化比较明显,在这些位置进行局部网格加密.在模型壁面附近设置5层边界层,网格需要满足无关性.CFD计算包括前、后处理,都采用FLUENT完成.采用不可压缩定常流体模型,湍流模型选用可实现kε模型,进口边界条件设为速度入口,出口边界条件设为压力出口.将计算后的结果与基于经典流体力学公式开发的软件THRIVE的计算结果进行对比,以确保结果有效.

(a)下腔室(b)上腔室图 2流体有限元模型

Fig.2Fluid finite element model

3结果分析

为验证仿真结果的准确性,分别取各段的压降进行分析.下腔室中各段压降的位置见图3.将所取各段的值与理论计算得到的值进行对比,发现CFD计算的结果相对较大,这是由于在CFD计算中反应堆模型进行一定的简化,去除部分用于减阻的倒角等结构.以反应堆堆内的总压降为例,CFD的计算结果与理论计算程序计算结果的相对误差为8.7%,是工程上可被接受的误差范围.由此可见,采用CFD技术进行反应堆内流场分析可行,可以有效验证相应的结果.如果需要增加安全性,可以在关键部件处增加一定的保守因数,以确保反应堆的整体安全裕量.

图 3在下腔室模型中各截面的位置示意图,m

Fig.3Location of sections in lower plenum model, m

在下腔室模型中,取堆芯下支承板与堆芯连接处的截面进行流量分配计算,采用归一化统计方法得到堆芯流量分配情况见图4,可知,反应堆的堆芯流量分配比较理想,可以将偏差控制在4%以内,满足设计要求.在上腔室模型中,取出口管嘴中轴线高度处的截面上x,y和z方向的速度矢量图,考察上腔室横向流的分布,见图5,可知,x和y方向的速度明显高于z方向,说明上腔室内存在较大的横向流,且越靠近反应堆出口的位置横向流速越大.横向流速通过功率谱密度转化后形成流致载荷,可应用于上腔室内导向筒和支撑柱的结构应力分析,详细的CFD计算结果可用于后续的流致振动分析,为反应堆上部堆内构件的优化提供支持.图 4堆芯入口流量分配的归一化结果

Fig.4Core inlet flow rate distribution normalized results

(a)x方向(b)y方向(c)z方向

图 5上腔室流场的分布,m/s

Fig.5Upper plenum fluid field distribution, m/s

4结束语

通过对反应堆内上、下腔室的流场分析得到反应堆内流场的分布情况.通过与理论计算软件计算结果的比较说明反应堆内流场采用CFD技术进行模拟计算可行.与保守的理论计算程序相比,CFD的计算结果可提供更加真实、详细的反应堆内部流场分布情况,为进一步的分析改进提供设计依据,可广泛应用于反应堆内部结构的优化设计中.参考文献:endprint

[1]林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京: 原子能出版社, 2008: 103109.

[2]孙汉虹. 第三代核电技术AP1000[M]. 北京: 中国电力出版社, 2010: 164169.

[3]田吉安, 张龙根, 洪忠元, 等. 秦山核电厂反应堆整体模型水力试验[J]. 核科学与工程, 1989, 9(4): 319327.

TIAN Jian, ZHANG Longgen, HONG Zhongyuan, et al.The whole model hydraulic test of Qinshan nuclear power plant reactor[J]. Chin J Nucl Sci & Eng, 1989, 9(4): 319327.

[4]张明, 姚伟达, 林绍萱, 等. 核电厂反应堆部件及构筑物的三维流场数值模拟[C]//第五届中国CAE工程分析技术年会论文集.兰州, 2009: 706713.

[5]钟万勰. 发展自主CAE软件的战略思考[J]. 计算机辅助工程, 2008, 17(3): 111.

ZHONG Wanxie. Strategic thinking on independent development of CAE software in China[J]. Comput Aided Eng, 2008, 17(3): 111.

[6]赵飞云, 于浩, 贺寅彪, 等.CAE分析技术在第三代核电设备国产化中的任务和方向[J].计算机辅助工程, 2011, 20(3): 8587.

ZHAO Feiyun, YU Hao, HE Yinbiao, et al.Goals and direction of CAE analysis technology of third generation nuclear power equipment localization[J]. Comput Aided Eng, 2011, 20(3): 8587.

[7]JEONG J H, HAN B S. Coolant flow field in a real geometry of PWR downcomer and lower plenum[J]. Annals of Nucl Energy, 2008, 35(4): 610619.

(编辑武晓英)endprint

[1]林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京: 原子能出版社, 2008: 103109.

[2]孙汉虹. 第三代核电技术AP1000[M]. 北京: 中国电力出版社, 2010: 164169.

[3]田吉安, 张龙根, 洪忠元, 等. 秦山核电厂反应堆整体模型水力试验[J]. 核科学与工程, 1989, 9(4): 319327.

TIAN Jian, ZHANG Longgen, HONG Zhongyuan, et al.The whole model hydraulic test of Qinshan nuclear power plant reactor[J]. Chin J Nucl Sci & Eng, 1989, 9(4): 319327.

[4]张明, 姚伟达, 林绍萱, 等. 核电厂反应堆部件及构筑物的三维流场数值模拟[C]//第五届中国CAE工程分析技术年会论文集.兰州, 2009: 706713.

[5]钟万勰. 发展自主CAE软件的战略思考[J]. 计算机辅助工程, 2008, 17(3): 111.

ZHONG Wanxie. Strategic thinking on independent development of CAE software in China[J]. Comput Aided Eng, 2008, 17(3): 111.

[6]赵飞云, 于浩, 贺寅彪, 等.CAE分析技术在第三代核电设备国产化中的任务和方向[J].计算机辅助工程, 2011, 20(3): 8587.

ZHAO Feiyun, YU Hao, HE Yinbiao, et al.Goals and direction of CAE analysis technology of third generation nuclear power equipment localization[J]. Comput Aided Eng, 2011, 20(3): 8587.

[7]JEONG J H, HAN B S. Coolant flow field in a real geometry of PWR downcomer and lower plenum[J]. Annals of Nucl Energy, 2008, 35(4): 610619.

(编辑武晓英)endprint

[1]林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京: 原子能出版社, 2008: 103109.

[2]孙汉虹. 第三代核电技术AP1000[M]. 北京: 中国电力出版社, 2010: 164169.

[3]田吉安, 张龙根, 洪忠元, 等. 秦山核电厂反应堆整体模型水力试验[J]. 核科学与工程, 1989, 9(4): 319327.

TIAN Jian, ZHANG Longgen, HONG Zhongyuan, et al.The whole model hydraulic test of Qinshan nuclear power plant reactor[J]. Chin J Nucl Sci & Eng, 1989, 9(4): 319327.

[4]张明, 姚伟达, 林绍萱, 等. 核电厂反应堆部件及构筑物的三维流场数值模拟[C]//第五届中国CAE工程分析技术年会论文集.兰州, 2009: 706713.

[5]钟万勰. 发展自主CAE软件的战略思考[J]. 计算机辅助工程, 2008, 17(3): 111.

ZHONG Wanxie. Strategic thinking on independent development of CAE software in China[J]. Comput Aided Eng, 2008, 17(3): 111.

[6]赵飞云, 于浩, 贺寅彪, 等.CAE分析技术在第三代核电设备国产化中的任务和方向[J].计算机辅助工程, 2011, 20(3): 8587.

ZHAO Feiyun, YU Hao, HE Yinbiao, et al.Goals and direction of CAE analysis technology of third generation nuclear power equipment localization[J]. Comput Aided Eng, 2011, 20(3): 8587.

[7]JEONG J H, HAN B S. Coolant flow field in a real geometry of PWR downcomer and lower plenum[J]. Annals of Nucl Energy, 2008, 35(4): 610619.

(编辑武晓英)endprint

猜你喜欢

流场反应堆入口
基于机器学习的双椭圆柱绕流场预测
迷你核电站,更小更强更安全
真实流场中换热管流体诱导振动特性研究
第九道 灵化阁入口保卫战
智者之路等
俄罗斯首座反应堆成功并网发电
基于内外流场仿真分析对整车性能研究和优化
找准入口,打开思路的闸门
中国梦花
“迷你”型反应堆