VVER型反应堆堆芯流量分配与组件冷却剂温升CFD分析

杜代全，曾小康，杨晓强，熊万玉

（1．中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，四川成都 610041；

2．中核集团江苏核电有限公司，江苏连云港 222042）

VVER型反应堆堆芯流量分配与组件冷却剂温升CFD分析

杜代全1，曾小康1，杨晓强2，熊万玉1

（1．中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，四川成都 610041；

2．中核集团江苏核电有限公司，江苏连云港 222042）

利用计算流体力学程序CFX对VVER－1000型反应堆三维流场进行模拟，并计算了热组件冷却剂的温升。结果表明，燃料组件流量分配系数最大值为1．12，最小值为0．92；热组件流量分配系数约为0．97；偏离工况条件下，热组件冷却剂温升均高于当前温升预警限值ΔTt。该分析结果可为核电站运行中ΔTt的设定提供参考。

流量分配；温升；计算流体力学

在核电站运行过程中，需对堆芯燃料组件冷却剂温升进行监测［1］以获得堆芯温度分布和确定最热通道，并实现对堆芯偏离泡核沸腾（DNB）的保护，相应的反应堆运行保护参数（温升预警限值，ΔTt）需根据堆芯实际工况计算决定。本文基于相关设计参数和运行数据，利用计算流体力学程序CFX对田湾核电站VVER－1000型反应堆三维流场进行模拟，获得堆芯入口流量分配系数，并计算燃料组件进、出口冷却剂的温升，为ΔTt的设定提供参考。

1 堆芯流量分配计算

1．1 几何建模

建模对象为VVER－1000型反应堆堆芯、堆内构件和压力容器等构成的整体，如图1所示。该反应堆一回路系统有4个环路。冷却剂从4个进口接管流入，沿压力容器与堆芯吊篮形成的环形下降段向下流动，通过堆芯吊篮底封头开孔流入下腔室，再通过燃料组件和堆芯吊篮隔板流入堆芯燃料组件，最后经堆芯出口、上腔室和出口接管流出。

图1 VVER－1000型反应堆堆芯建模Fig．1 Modeling of VVER－1000reactor core

由于反应堆各部件结构复杂，几何尺度差异较大，因此在建模过程中对部分部件结构进行了适度简化。

1）吊篮底封头开孔

堆芯吊篮椭球形底封头开孔数目众多，且孔径大小不等，其主要作用是使冷却剂均匀流入吊篮下腔室。考虑到在保证冷却剂均匀进入下腔室的前提下，开孔局部的流动现象对堆芯进口流量分配结果影响较小的特点，本文将较大的开孔及其周边6个小孔以流通截面积相等的原则等效为1个孔（图2），在显著减少开孔数量的同时保持了开孔均匀分布的特点，有利于冷却剂的均匀流入。

2）燃料组件支承座

在燃料组件支承座中部，沿筒体周向及轴向均匀分布着数量众多的窄槽。与吊篮底封头开孔简化方法相同，本文将338个窄槽等效为沿筒体周向均匀分布的6个较宽的窄槽（图3）。

图2 堆芯吊篮底封头简化图Fig．2 Sketch of in－vessel barrel

图3 燃料组件支承座简化图Fig．3 Sketch of assembly support

3）堆芯燃料组件

堆芯由163组燃料组件构成。考虑到堆芯燃料组件结构的复杂性，通过给定的堆芯压降计算出堆芯流动阻力系数，将堆芯等效为多孔介质，即在不考虑堆芯内部结构的情况下，将堆芯简化为多边形柱状体（图4）。

1．2 网格划分

本文采取了分区生成网格的策略。针对结构较为规则的区域如进口接管、环形下降段等采用六面体结构化网格进行划分，对结构较为复杂的区域如下腔室（吊篮底封头和燃料组件支承座等）采用四面体非结构化网格进行划分，而对多边形柱状结构的堆芯区域采用三棱柱网格进行划分。各部分网格生成后导入CFX前处理，通过设置Fluid－Fluid型interface面实现网格连接。

图4 堆芯简化图Fig．4 Sketch of core

流量分配系数网格无关性解如图5所示。由图5可看出，不同网格数对应的流量分配系数最大相对偏差均小于1%，符合网格无关解的要求。

图5 网格无关解结果Fig．5 Results of mesh independency

1．3 计算条件

表1 VVER－1000型反应堆堆芯的主要特征参数Table 1 Main parameters of VVER－1000reactor core

计算采用的堆芯主要特征参数列于表1。湍流模型采用带自动壁面处理的剪切应力输运（SST）模型和一阶迎风差分格式与高精度算法。进口设置为进口边界条件，根据表1及进口接管内径（850mm）可求出单个进口的质量流量为17 790kg／s；出口设置为出口边界条件，相对压力设为0Pa；固体壁面设置为无滑移绝热壁面边界条件。水物性计算选取IAPWSIF97。当所有计算节点收敛残差小于10－4时认为结果收敛。

本文将堆芯处理为多孔介质区域（子域），即采用分布式阻力模型进行模拟。CFX程序通过指定多孔介质区域的线性阻力系数CR1和二次阻力系数CR2实现多孔介质阻力特性模拟：

其中：μ为流体黏性系数，Pa·s；K为多孔介质渗透率，m2；Kloss为沿流动方向单位长度阻力损失系数，m－1；ρ为流体密度，kg／m3。

堆芯通道内冷却剂呈高强度湍流流动，此时渗透阻力对多孔介质阻力特性的影响较小，即CR1近似为零，这样堆芯压降Δp为：

其中，Δp＝0．147MPa，堆芯入口冷却剂表观流速v＝3．04m／s，堆芯高度L＝4．53m，求得阻力损失系数Kloss＝9．44m－1，二次阻力系数CR2＝3 515kg／m4。

1．4 计算结果

图6示出全堆芯内163组燃料组件入口的流量分配系数。流量分配系数由下式计算：

其中，εi、Mi分别为i组件的流量分配系数和入口流量。

图6 流量分配系数的计算结果Fig．6 Calculation results of flow distribution factor

由图6可见：各燃料组件中流量分配系数最大值为1．12，最小值为0．92；流量分配基本满足以平面x轴和y轴的对称分布；堆芯外围区域的燃料组件入口流量分配系数较大（ε＞1．0），而中心区域的流量分配系数分布较为均匀。流量偏离较大（ε＞1．10）的燃料组件主要分布在堆芯外围且远离冷却剂入口来流方向的区域。

2 组件冷却剂温升计算

由于VVER－1000型反应堆堆芯燃料组件定位格架无交混翼片，因此可忽略相邻燃料组件冷却剂交混对流量的影响，即可通过各组件功率和流量分配系数求出冷却剂进、出口温升。考虑到燃料组件温升预警限值ΔTt主要取决于热组件温升，因此本文重点对热组件进行计算分析。

2．1 热组件流量分配系数

由于堆内热组件所处位置随反应堆运行工况的变化而变化，因此需确定不同运行阶段的热组件堆内位置以获得其流量分配系数。根据已有运行数据［2］，不同时期共19组热组件的流量分配系数分布如图7所示。图7中热组件流量分配系数最大值为0．99，最小值为0．96，19组热组件流量分配系数的平均值约为0．97。

图7 热组件流量分配系数Fig．7 Flow distribution factor of hot assembly

2．2 热组件冷却剂温升

以考虑偏离工况下的热工水力参数［3］为输入条件，计算不同循环周期的热组件进出口平均温升。计算时热组件流量分配系数取最小值0．96，并考虑3%的旁通流量份额和5%的组件功率偏差。表2列出VVER－1000型反应堆两类燃料组件AFA和TVS－2M进、出口冷却剂温升计算的具体输入参数及结果。结果表明，偏离工况下热组件冷却剂温升均高于当前堆芯测量系统采用的ΔTt（41℃），因此需重新设定ΔTt的值。

表2 热组件计算参数与结果Table 2 Parameters and results of hot assembly

3 结论

利用CFX程序计算了VVER－1000型反应堆堆芯流量分配和组件冷却剂温升，主要结论如下：

1）163组燃料组件流量分配系数最大值为1．12，最小值为0．92；

2）19组热组件流量分配系数变化范围为0．96～0．99，平均值约为0．97；

3）偏离工况下，热组件温升均高于当前温升预警限值ΔTt，需重新设定ΔTt的值。

［1］ 朱继洲，单建强，张斌．压水堆核电厂的运行［M］．北京：原子能出版社，2008：141－143．

［2］ 田湾核电站．关于燃料装载第4和第5循环6个最大装载燃料组件冷却剂温升计算数据和运行数据的对比分析［R］．连云港：田湾核电站，2012．

［3］ 李载鹏，杨晓强，李文双，等．田湾核电站燃料组件冷却剂温升定值优化研究［C］∥2012年中核核反应堆热工水力重点实验室年会文集．成都：中国核动力研究设计院，2012．

CFD Analysis of Flow Distribution of Reactor Core and Temperature Rise of Coolant in Fuel Assembly for VVER Reactor

DU Dai－quan1，ZENG Xiao－kang1，YANG Xiao－qiang2，XIONG Wan－yu1
（1．CNNC Key Laboratory on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China；
2．CNNC Jiangsu Nuclear Power Corporation，Lianyungang222042，China）

Flow field of VVER－1000reactor core was investigated by using computational fluid dynamics code CFX，and the temperature rise of coolant in hot assembly was calculated．The results show that the maximum value of flow distribution factor is 1．12 and the minimum value is 0．92．The average value of flow distribution factor in hot assembly is 0．97．The temperature rise in hot assembly is higher than current warning limit valueΔTtunder the deviated operation condition．The results can provide reference for settingΔTtduring the operation of nuclear power plant．

flow distribution；temperature rise；computational fluid dynamics

TL33

：A

：1000－6931（2015）03－0429－04

10．7538／yzk．2015．49．03．0429

2013－12－12；

2014－08－11

杜代全（1985—），男，重庆人，助理研究员，硕士研究生，核能科学与工程专业