GASFLOW应用于HTR-PM冷却剂排放事故分析
2015-05-16于福江孙喜明
于福江,孙喜明
(清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084)
GASFLOW应用于HTR-PM冷却剂排放事故分析
于福江,孙喜明*
(清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084)
模块式高温气冷堆(HTR-PM)在冷却剂排放事故下的舱室承压能力是反应堆安全分析的重要对象。通过对FLUENT、GASFLOW和RELAP5的计算结果进行对比分析,发现GASFLOW因其兼顾计算效率与计算结果合理性的特性,最适合反应堆舱室在冷却剂排放事故下的承压计算。
HTR-PM;GASFLOW;冷却剂排放事故
气冷型反应堆[1]中冷却剂排放事故将对反应堆包容体整体安全产生巨大挑战,是事故分析的主要研究对象之一。有效准确地对该事故工况进行计算分析,对保证反应堆的安全性有着重要意义。本文将针对清华大学设计的模块式高温气冷堆(HTR-PM)[2]进行冷却剂排放事故分析。通过对比分析FLUENT、RELAP5和GASFLOW的计算结果,发现传统经典CFD软件(如FLUENT和CFX等)和系统分析软件(如RELAP5)应用于这类工程问题的不足之处,并分析GASFLOW应用于这类工程问题的可行性和优点。
1 一回路舱室冷却剂排放事故
HTR-PM一回路氦气压力为7MPa,平均温度约600K,氦气总质量约3 000kg[3]。图1为HTR-PM冷却剂排放事故示意图。高温气冷堆一回路舱室(包括反应堆舱室和蒸发器舱室)体积约3 000m3,正常工况下舱室内空气温度为473K。当出现一回路氦气断管事故时,一回路氦气泄漏到舱室[4]。如果舱室持续升压至0.12MPa,将引发爆破膜爆破,舱室内气体通过直径1.5m的泄压管道向大气排放[5],使舱室压力不超过0.135MPa的设计压力。设计基准事故中最严重的断管事故是一回路舱室内发生直径65mm进料管断管事故,本文将对此进行计算和分析。
2 事故分析及计算
2.1 理论分析
由上述事故工况参数可知,该问题属高压气体临界喷放问题,故可采用气体等熵模型来分析该问题。现利用气体等熵关系得到临界流的计算公式,并计算得到在7MPa、600K下直径65mm断管时的临界质量流量。
滞止状态与临界状态[6-7]的关系为:
其中:p*、T*、ρ*、h*为临界压力、温度、密度、焓;p0、T0、ρ0、h0为滞止压力、温度、密度、焓;γ为比热比。
应用以上公式可知,破口处临界质量流量约为15kg/s。
2.2 利用FLUENT数值计算
对反应堆进料管直径65mm断管事故采用FLUENT进行CFD模拟,计算模型参数如下:1)理想气体多组份混合模型;2)k-ε湍流模型;3)非定常计算。
边界条件设置为:1)入口边界为定压边界,压力为7MPa,温度为600K;2)当舱室压力低于0.12MPa时,爆破膜为固壁边界,当舱室压力高于0.12MPa时,爆破膜为内部边界;3)泄压通道出口处为定压边界,压力为0.1MPa,温度为600K。
图2为用GMABIT几何建模得到的舱室模型网格图,网格总数约为100万。
图2 舱室模型网格图Fig.2 Grid model for cabin
应用FLUENT对该模型进行计算,分别统计A、B、C、D4点的压力,得到如图3所示的舱室压力变化曲线。
由图3可看出,虽然事故发生后约7s舱室内气体压力就达到0.12MPa,引发爆破膜爆破,舱室内气体开始通过泄压通道向大气排放,但舱室内压力依然不断升高。这是由于初始时刻舱室内空气处于静止状态,当开始泄压时,空气需在压差的驱动下逐渐加速运动,因而不能及时排出舱室外,故造成舱室内压力持续升高。在10s左右,因空气已逐步被驱动起来而加速了泄压,故升压速度逐渐放缓。在15s左右,舱室内空气与氦气的混合气体向大气的排出量与破口处氦气的注入量已处于平衡状态,故舱室内整体承压不再升高,但舱室内混合气体在压差的驱动下依然在加速运动,且氦气所占的比例越来越大,因此泄压通道的气体排放量仍在不断增加,故舱室压力开始不断降低。FLUENT计算结果准确地反映出大体积舱室对于冷却剂排放事故的缓冲作用。在整个事故过程中,舱室压力分布不均匀,最大局部压力峰值接近0.13MPa,整体平均压力约0.127MPa,低于舱室承压设计0.135MPa。
图3 FLUENT计算结果Fig.3 Computation result of FLUENT
应用FLUENT在8核2.8GHz计算机上对上述问题作并行计算,共耗时28d,这是因为:
1)FLUENT对所有计算网格均求解三维Navier-Stokes方程,而本算例的网格数量近百万;
2)上述问题始终存在高压排放过程,在破口附近气体速度接近声速,因此要求FLUENT的时间步长约10-6~10-7s。
虽然FLUENT计算结果准确地反映了物理过程,但其计算效率不被工程设计所接受,这反映了传统经典CFD在工程应用上的不足。
2.3 应用RELAP5计算分析
RELAP5是由美国爱达荷国家实验室[8]为美国核管会(NRC)开发的轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序。RELAP5是一个高度通用的程序,可计算反应堆冷却系统的瞬态行为,还可用于核电和常规系统的各种不同类型的热工水力瞬态模拟。RELAP5包含许多通用的组件模型,包括泵、阀门、管道、热构件、点堆中子动力学、电热器、喷射泵、汽轮机、分离器、安注箱和控制系统组件等。RELAP5/MOD3.5具备对氦气、氢气、空气等多种不凝气体的计算能力。下面应用RELAP5/MOD3.5对上述冷却剂排放事故进行分析。系统控制体划分如图4所示,应用RELAP5/MOD3.5对该模型计算得到如图5所示的舱室压力变化曲线。
图4 系统的控制体划分Fig.4 Nodalization of control volume for system
图5 RELAP5计算结果Fig.5 Computation result of RELAP5
由图5可看出,由于RELAP5只能进行一维计算,无法反映大体积舱室对于冷却剂排放事故的缓冲作用。当舱室压力达到0.12MPa时,爆破膜爆破,舱室迅速泄压,舱室压力迅速下降。RELAP5计算得到的舱室压力峰值为0.12MPa,这与FLUENT计算得到的峰值0.13MPa有较大区别。
3 利用GASFLOW数值计算
3.1 GASFLOW简介
GASFLOW[9]由美国Los Alamos国家实验室和德国Karlsruher研究所共同开发,主要目的为对气态流场进行CFD计算与分析。其作为一款针对反应堆安全分析的辅助软件,能对计算域内流场进行三维模拟,同时能对氢气组分混合与分离、不可凝气体效应及气溶胶运动进行分析,是反应堆安全评估的有力工具。另外,GASFLOW与COM3D结合可用于氢气混合与燃烧的相关计算。
3.2 GASFLOW加快计算速度的主要原理
现今流行的CFD软件,如FLUENT、CFX、OpenFoam等,对于复杂几何体的建模均采用贴体网格,对所有流动区域皆求解同一套流体控制方程(如Euler方程或Navier-Stokes方程)。在核反应堆热工水力分析中,往往存在多几何尺度的流动现象,例如舱室体积数千或数万m3,而管道或阀门直径可能只有几十mm。在这种情况下,传统CFD软件在建模时需要数量巨大的贴体网格来描绘流场的几何边界,所需计算量也随之急剧增长。针对上文提及的冷却剂排放事故,应用FLUENT虽能得到合理的计算结果,但其计算效率是工程设计无法接受的。
GASFLOW作为一种工程化的CFD软件,相比于FLUENT等CFD软件,GASFLOW有如下特点[10]:1)采用非贴体网格,使得复杂几何建模所需的网格数量极大减少;2)内置多种常用的流动组件模型,例如一维管道、风机、阀门、爆破膜等,方便工程建模;3)内置等熵膨胀理论公式,极大缩短高压喷放问题的计算时间;4)提供亚网格尺度的一维模型,可分析小于一个网格尺度的流体组件,例如管道、爆破膜等。
由于GASFLOW的上述特点,使其对于三维大体积舱室的临界喷放问题有计算效率的优势。
3.3 断管事故的分析结果
针对于上述冷却剂排放问题,应用GASFLOW进行建模、计算和分析。图6为GASFLOW几何建模。系统网格数量约5万。在2.8GHz计算机上耗时1d可计算得到图7所示的舱室内压力随时间的变化曲线。
与FLUENT计算结果图3相比,图7中除A点峰值压力略低外,B、C、D点压力峰值都与FLUENT计算结果基本一致。整个事故过程中局部压力峰值接近0.128MPa,整体平均压力约0.126Pa,低于舱室承压设计0.135MPa。 GASFLOW和FLUENT计算结果均能反映出大体积舱室对于冷却剂排放事故的缓冲作用,且GASFLOW的计算效率是工程设计可接受的。
图6 GASFLOW几何建模Fig.6 Geometry model of GASFLOW
图7 GASFLOW计算结果Fig.7 Computation result of GASFLOW
4 结论
FLUENT、RELAP5和GASFLOW得出的计算结果均表明,在一回路发生直径65mm断管冷却剂排放这个典型事故下,HTR-PM能实现成功卸压,从而保证一回路舱室的完整性。
由于实际的高压喷放过程不是等熵过程,因此应用FLUENT计算得出的结果最符合实际的物理过程,但其计算效率无法为工程设计所接受,而采用了气体等熵流动模型的GASFLOW得到的舱室最大局部峰值压力略低,但二者的整体平均压力非常接近,且GASFLOW往往能在几天内得到计算结果,这是工程设计可接受的。FLUENT和GASFLOW的计算结果均能反映出大体积舱室对于冷却剂排放事故的缓冲作用,而RELAP5由于只能进行一维建模和计算,无法反映出事故过程中舱室压力分布的不均匀性,因此其计算结果对于舱室承压设计最不保守。
综合上述分析可知,应用GASFLOW计算分析HTR-PM冷却剂排放事故兼顾了计算结果合理性和计算效率等因素,是工程设计的合理选择。
[1] 吴宗鑫,张作义.先进核能系统和高温气冷堆[M].北京:清华大学出版社,2004.
[2] 吴宗鑫,张作义.世界核电发展趋势与高温气冷堆[J].核科学与工程,2000,20(3):211-219.
WU Zongxin,ZHANG Zuoyi.World development of nuclear power system and high temperature gas-cooled reactor[J].Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering,2000,20(3):211-219(in Chinese).
[3] 刘俊杰,王敏稚,张征明,等.10MW高温气冷实验堆的堆体结构特点[J].核动力工程,2001,22(1):53-56.
LIU Junjie,WANG Minzhi,ZHANG Zhengming,et al.Features of reactor structure design for 10MW High Temperature Gas-cooled Reactor[J].Nuclear Power Engineering,2001,22(1):53-56(in Chinese).
[4] 位金锋,孙玉良,李富.球床高温气冷堆闭式循环特性[J].清华大学学报:自然科学版,2012,52(2):245-252.
WEI Jinfeng,SUN Yuliang,LI Fu.Characteristics of closed fuel cycles in the pebble bed high temperature gas cooled reactor[J].Tsinghua University:Science and Technology,2012,52(2):245-252(in Chinese).
[5] 石磊,郑艳华.球床模块式高温气冷堆失冷事故特性研究[J].原子能科学技术,2009,42(增刊):236-239.
SHI Lei,ZHENG Yanhua.Characteristic behavior of pebble-bed modular high-temperature gascooled reactor during loss of forced cooling accidents[J].Atomic Energy Science and Technology,2009,42(Suppl.):236-239(in Chinese).
[6] 张兆顺,崔桂香.流体力学[M].2版.北京:清华大学出版社,2006.
[7] JOHN D A,Jr.Fundamentals of aerodynamics[M].Boston:McGraw-Hill,2001.
[8] The RELAP5Code Development Team.SCDAP/RELAP5/MOD3.2code manual[M].USA:Idaho National Engineering Laboratory,1995.
[9] TRAVIS J R,JORDAN T,ROYL P,et al.GASFLOW 3.3:A computational fluid dynamics code for gases,aerosols,and combustion,volume 2:User’s manual[M].Germany:Karlsruher Institut für Technologie,2012.
[10]TRAVIS J R,ROYL P,XIAO J,et al.GASFLOW 3.3:A computational fluid dynamics code for gases,aerosols,and combustion,volume 1:Theory and computational model[M].Germany:Karlsruher Institut für Technologie,2012.
Application of GASFLOW into Analysis of Loss of Coolant Accident for HTR-PM
YU Fu-jiang,SUN Xi-ming*
(Laboratory of Advanced Reactor Engineering and Safety,Ministry of Education,Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University,Beijing100084,China)
The validity of the reactor cabinet pressure loading capacity of HTR-PM following a loss-of-coolant accident(LOCA)stands as the main object for reactor safety analysis.By comparing the computation results of FLUENT,GASFLOW and RELAP5,it is found that GASFLOW acts as the most suitable software for analyzing pressure loading capacity under LOCA with coolant discharging into reactor cabinet,because of its special features which balance between computation efficiency and reliability.
HTR-PM;GASFLOW;LOCA
TL334
:A
:1000-6931(2015)03-0424-05
10.7538/yzk.2015.49.03.0424
2013-12-09;
2014-02-17
高温气冷堆重大专项资助项目(zx06901)
于福江(1989—),男,黑龙江哈尔滨人,硕士研究生,核科学与工程专业
*通信作者:孙喜明,E-mail:xmsun@tsinghua.edu.cn