秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

毛辉辉，卢 川，张宏亮，何培峰

（1.中国核动力研究设计院核动力设计研究所，四川成都 610041；2.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都 610041）

秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

毛辉辉1，卢 川2，张宏亮2，何培峰1

（1.中国核动力研究设计院核动力设计研究所，四川成都 610041；2.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都 610041）

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析，并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示：对于堆芯入口流量分配特性，无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式，CFD计算结果均与试验结果符合较好；对于下腔室交混特性，两种差分格式的计算结果均与试验结果差异较大，相对而言，迎风格式的计算结果在最大与最小交混因子方面与试验结果更接近。进一步分析发现，是否考虑主泵引起的螺旋流动很可能是造成计算与试验结果偏差的主要原因。

CFD方法；反应堆；下腔室；交混

秦山二期核电厂采用电功率为60万kW的压水堆，每座反应堆包括两条主冷却剂环路，每条环路又包括主泵和蒸汽发生器等主要设备。反应堆下腔室包括结构复杂的下部堆内构件，其对下腔室的流场特性影响显著。在反应堆设计阶段，曾通过开展整体水力模拟试验获得了反应堆堆芯入口流量分配特性及下腔室交混特性［1］。张曙明等［2］对秦山二期核电厂反应堆堆芯入口流量分配特性进行了CFD计算，获得了与试验相吻合的计算结果。但迄今为止，尚未见有文献对反应堆下腔室冷却剂的交混特性进行CFD计算模拟分析。

对于反应堆下腔室的交混特性，国外学者曾开展过相关研究［3－6］。本文在上述研究基础上，采用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的交混特性进行分析研究，并与整体水力模拟试验进行对比分析，以期为反应堆相关工程研究设计提供参考。

1 试验描述与结果

整体水力模拟试验［1］台架与原型的整体模型比例为1∶4，试验通过测量进入每盒组件入口的流量来统计堆芯入口流量分配系数，堆芯入口流量分配系数是指进入堆芯某盒组件的流量与堆芯组件平均流量的比值。试验中通过向一条环路注入盐水，并测量堆芯入口区域的电导率来测量交混因子。交混因子是指堆芯某一组件的入口流量中，来自某一环路的份额。

图1示出通过试验测得的堆芯入口流量分配系数。由图1可见，堆芯入口流量分配较均匀，最大流量分配系数为1.09，最小流量分配系数为0.912。图1中有部分空白，为测量时流量计损坏而未测得数据所致。

图2示出试验获得的下腔室交混因子。由图2可见，堆芯入口越靠近注入方向，交混因子越大，最大交混因子甚至高达1.004，且流动具有沿逆时针方向旋转的规律。

2 计算模型

基于秦山二期核电厂反应堆原型结构几何建模，如图3所示。模型模拟了从主管道入口管到堆芯出口上升段之间的区域。其中，堆芯区域采用简化模型加阻力源项的方法，下降环腔和下腔室区域采用尽量模拟原型结构的方法。图4示出通过网格划分获得的局部网格示意图。总体而言网格质量较高，能精细描述下腔室内复杂的几何结构，整个计算模型最终选用了约4 500万网格数量的网格模型。

图1 堆芯入口流量分配系数的试验结果Fig.1 Test result of core inlet mass flow distribution coefficient

图2 下腔室交混因子的试验结果Fig.2 Test result of lower plenum mixing factor

图3 计算模型示意图Fig.3 Scheme of calculation model

图4 局部网格示意图Fig.4 Scheme of local mesh

计算采用CFX14.0软件，分别定义water1和water2表征不同入口管流入的冷却剂，采用Homogeneous Model表征water1和water2具有相同的流体物理特性。湍流模型采用文献［6］推荐的SST模型，计算不考虑传热。入口边界给定流量，出口边界采用压力边界。计算时分别采用了迎风和高精度差分格式。

3 计算结果与讨论

3.1 堆芯入口流量分配特性

图5示出采用高精度和迎风差分格式获得的堆芯入口流量分配系数计算结果。对比图1的试验结果可以发现，两种差分格式计算获得的结果与试验结果均符合较好，计算获得的最大流量分配系数与最小流量分配系数均与试验结果偏差较小，从流量分配系数的分布特性而言，计算与试验结果也大致相近。从流量分配的计算结果可大致判断，本文计算所采用的网格方案及计算方法具有较大的合理性。

3.2 下腔室交混特性

图5 堆芯入口流量分配系数的计算结果Fig.5 Calculation result of core inlet mass flow distribution coefficient

图6 下腔室交混因子的计算结果Fig.6 Calculation result of lower plenum mixing factor

图6示出采用高精度和迎风差分格式获得的下腔室交混因子的计算结果。通过与图2对比发现，两种差分格式计算获得的交混因子分布总体上与试验一致，即靠近注入管线的方向交混因子大，非注入管线方向交混因子小。但采用高精度差分格式计算获得的交混因子最大值仅为0.759，最小值高达0.180，与试验结果相比高估了下腔室的交混能力。采用迎风差分格式计算获得的交混因子最大值为0.971，最小值为0.024，与试验结果更加接近。

进一步分析发现，试验获得的交混因子分布具有沿逆时针方向旋转的趋势（可能与下腔室流体的逆时针旋转有关），且正对注入管线方向的区域交混因子最大，而计算结果并未呈现出交混因子沿逆时针方向旋转的规律，且交混因子最大的区域位于注入管线相邻两侧的方向，正对注入管线的方向其交混因子反而略小。

Rohdea等［4］在ROCOM试验台架上测量得到的交混因子最高值位于与注入管线相邻的一侧，为0.94。Bieder等［5］通过试验获得了VVER-1000核电厂的交混因子分布，其最大值（约0.97）也分布在与注入管线相邻的一侧。Botcher等［6］采用CFD方法计算得到了交混因子的分布，在未考虑主泵引起的冷却剂螺旋旋转时，交混因子具有明显的梯度分布，但当考虑主泵旋转引起冷却剂螺旋旋转时，交混因子则具有逆时针旋转的分布规律。因此，由文献［1，4-6］可判断，图2呈现的交混因子逆时针旋转规律很可能是由主泵旋转引起的螺旋流动通过下腔室传递到堆芯入口区域所引起。然而，本文在计算时并未考虑由主泵引起的冷却剂螺旋流动，因此未观察到图2所示的逆时针旋转规律。另外，图6b呈现的交混因子分布在注入管线相邻两侧的规律在文献［4-5］中得到部分印证。在交混因子最大数值方面，国外学者研究获得的最大交混因子均在0.95左右，这与本文计算结果一致。因此可判断，迎风差分格式在交混因子的计算方面更加适用。

4 结论与建议

本文运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆的堆芯入口流量分配特性及下腔室交混特性进行了计算分析。计算结果表明，迎风和高精度差分格式在预测堆芯入口流量分配方面均具有较好的能力，但在预测下腔室交混特性方面，迎风差分格式获得了相对更好的预测结果。进一步分析发现，主泵叶片旋转所引起的冷却剂螺旋流动很可能是造成试验中交混因子分布逆时针旋转的原因。因此，在获得试验中主泵叶片的旋转特性后应进一步考虑主泵引起的螺旋流因素。采用CFD方法分析反应堆下腔室交混特性时，应优先考虑迎风差分格式。

［1］ 杨来生，宋桂芳，胡俊.秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究［J］.核动力工程，2003，24（S1）：208-211.

YANG Laisheng，SONG Guifang，HU Jun.Reactor hydraulic simulation test study of Qinshan PhaseⅡNPP Project［J］.Nuclear Power Engineering，2003，24（S1）：208-211（in Chinese）.

［2］ 张曙明，李华奇，赵民富，等.秦山核电站二期反应堆堆芯流量分配数值分析［J］.核科学与工程，2010，30（4）：299-307.

ZHANG Shuming，LI Huaqi，ZHAO Minfu，et al.Numerical analysis of flow distribution at the reactor core inlet of Qinshan Phase-Ⅱreactor［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2010，30（4）：299-307（in Chinese）.

［3］ ROHDEA U，KLIEMA S，HÖHNEA T，et al.Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit measurement data base［J］.Nuclear Engineering and Design，2005，235：421-443.

［4］ ROHDEA U，HÖHNE T，KLIEM S.Fluid mixing and flow distribution in a primary circuit of a nuclear pressurized water reactor validation of CFD codes［J］.Nuclear Engineering and Design，2007，237：1 639-1 655.

［5］ BIEDER U，FAUCHET G，BÉTIN S，et al.Simulation of mixing effects in a VVER-1000 reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，2007，237：1 718-1 728.

［6］ BOTCHER M，KRUBMANN R.Primary loop study of a VVER-1000reactor with special focus on coolant mixing［J］.Nuclear Engineering and Design，2010，240：2 244-2 253.

Analysis Research on Mixing Characteristics of Lower Plenum of Qinshan PhaseⅡNPP by CFD Method

MAO Hui-hui1，LU Chuan2，ZHANG Hong-liang2，HE Pei-feng1
（1.Nuclear Power Design and Research Sub-institute，Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China；2.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China）

The flowing and mixing characteristics of the lower plenum of Qinshan PhaseⅡNPP were analyzed by CFD method.The calculation results were compared with the results of the reactor hydraulic simulation test.On core inlet mass flow distributions，both upwind and high resolution advection schemes show good agreements with test results.While on lower plenum mixing characteristics，the calculation results from either upwind or high resolution advection schemes show relatively large differences to the test data.Relatively，upwind advection schemes predict better anticipations on maximum and minimum mixing factors.Furthermore，whether or not considering helix flow by main pump is the most possible key factor that leads to difference between CFD calculation and test results.

CFD method；reactor；lower plenum；mixing

TL351

：A

：1000-6931（2015）01-0047-04

10.7538／yzk.2015.49.01.0047

2013-11-06；

2014-05-14

毛辉辉（1983—），男，浙江宁波人，工程师，硕士研究生，核工程专业