CAP1400反应堆整体水力模拟试验件的设计

丁宗华， 刘　彬， 林绍萱， 张　明

(上海核工程研究设计院， 上海 200233)



核电技术

CAP1400反应堆整体水力模拟试验件的设计

丁宗华， 刘彬， 林绍萱， 张明

(上海核工程研究设计院， 上海 200233)

摘要：为了验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度和获得反应堆进口接管至出口接管各关键段的水力特性(流速和压降)，需要开展CAP1400反应堆整体水力模拟试验的试验件设计,对此详细介绍了模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系、模型设计原则以及主要模拟试验件设计细节，为类似试验件设计提供借鉴。

关键词：反应堆； 水力模拟； 试验件; 相似关系

反应堆内部冷却剂的流动错综复杂[1]，采用理论计算难以给出准确的反应堆内部流动特性参数，而模型试验作为研究复杂结构内部流体流动特性的重要手段之一，可以用于验证设计计算方法的有效性和准确性。由于经济性及试验限制条件等因素的影响，CAP1400反应堆整体水力模拟试验建造几何尺寸与原型要完全相同的模型试验装置不太现实。目前国内外通常采用缩小比例的比例模型开展试验，研究反应堆内部流体流动特性。

CAP1400反应堆整体水力模拟试验，验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度，并获得堆内流体作用下各关键段的水力特性(流速和压降)，为CAP1400反应堆设计分析提供必需的数据。反应堆整体水力模拟试验件比例模型的设计是否合理，直接影响试验的测量数据能否真实反映反应堆内部流体流动特性，并用于设计分析。但考虑到比例模型的经济性、制造加工难度、安装可行性以及测点引线等因素，需要对比例模型进行详细设计。笔者对反应堆整体水力模拟试验件模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系、模型设计原则及主要模型结构设计细节进行了详细地介绍。

1模型比例

反应堆整体水力模拟试验在某研究设计院已有水力回路上进行，需要对现有的试验回路进行必要的改造，以满足CAP1400反应堆整体水力模拟试验的要求。模型比例确定主要考虑下述几方面：(1)由于实堆反应堆内部结构复杂，模型设计时需考虑加工、装配方便；(2)模型设计同时需要关注测量方面的要求，设计需要考虑传感器的安装布置、信号线的引出、引线和传感器本身对流场的干扰；(3)现有试验回路改造时需考虑试验回路的改造内容、规模、周期和费用；(4)模型的经济性。综合上述几方面进行详细论证分析，最终确定本试验采用1∶6比例进行模型设计。

2相似关系

模型相似是比例模型试验的理论基础。要进行模型试验，必须考虑如何设计模型，如何选择模型流动中的介质，才能保证与实堆流动相似，使得模型上测得的试验数据可以正确地换算到实堆。如果要模型与实堆的流动力学相似，那么它们必须满足几何相似、运动相似、动力相似及边界条件相似。

由于实堆反应堆内流体流动是速度远低于声速的稳态流动，且进出口温差比较小、压力比较高，所以可以按不可压缩稳定等温黏性流动来处理。实堆冷却剂和试验用流动介质均可假设为不可压缩黏性流动流体，从流体运动N-S方程可以得出4个基本相似关系[2-3]：

(1) 表征流体迁移运动的惯性力和当地运动的惯性力相等，称为斯特劳哈尔数Sr：

(1)

(2) 表征流体迁移运动的惯性力和质量力相等，称为弗劳德数Fr：

(2)

(3) 表征流体弹性压力和迁移运动的惯性力相等，称为欧拉数Eu：

(3)

(4) 表征流体迁移运动的惯性力和黏性力相等，称为雷诺数Re：

(4)

式中：f为频率；l为几何尺寸；v为速度；υ为流体动力黏度；ρ为流体密度；p为压力。

若在比例模型试验中要全部满足上述4个相似关系是非常困难的，实际上也是不可实现的，但可根据不同的试验要求抓住主要因素而忽略次要因素，使主要的相似关系得到满足，对其余的相似关系予以放松的原则来实现：

(1) 对于弗劳德数Fr，反应堆内流体主要动力由泵运行产生，它是动能源，而重力所致的非动能源非常小，可以认为重力不影响流场，故可不考虑弗劳德数Fr相似关系。

(2) 对于斯特劳哈尔数Sr，反应堆内如果仅考虑流体的稳态流动而不考虑瞬态流动时，则可以不考虑斯特劳哈尔数Sr相似关系。

(3) 对于雷诺数Re，模型与实堆要完全相似十分困难，但在实际反应堆内冷却剂的雷诺数Re很高。只要模型比例合适，取水为介质，使得比例模型内流体的雷诺数Re进入自模化区，流动特性便与雷诺数Re无关，则雷诺数Re可以放松。

根据量纲分析方法，反应堆内流体流动特性主要与堆内各处流速v、水力当量直径d、流体密度ρ、流体动力黏度μ、结构表面粗糙度Δ、几何尺寸l、流动压差Δp有关。反应堆内流动特性可以表达成如下函数关系：

F(v,d,ρ,μ,Δ,l,Δp)=0

(5)

选取变量v、d、ρ作为基本变量，其余4个变量可以用3个基本变量的量纲的次幂形式表示，可将式(5)表达为：

(6)

根据π定理[4]，式(6)可表达为：

Eu=F(Re,π1,π2)

(7)

欧拉数Eu表征压力和惯性力的作用，等效于流体流动的阻力(包括形状阻力和摩擦阻力)。因此当比例模型试验的雷诺数Re进入自模化区，只要试验模型与实堆的流道几何相似，就能满足模型与实堆的欧拉数Eu相似关系。通过模型测量得到的ρ、v、Δp计算出欧拉数Eu，用于计算实堆压降。

3模型设计原则

由于反应堆内部结构非常复杂，综合考虑经济性、加工、装配、测点引线等方面，对试验模型的结构进行了合理的改动设计。模型设计主要考虑如下几方面原则：

(1) 影响试验结果的流道必须几何相似，为实堆1/6精确模拟。对不影响试验结果的结构，可以做一些结构改动设计，如可略去本试验中不需要模拟的结构(堆内测量格架组件、上部导向筒组件等)；可以简化部分组件的结构，如下部导向筒组件内部结构、堆芯围筒组件和燃料组件等。

(2) 因整体水力模拟试验不考虑旁通流量，所以不设置有关旁通结构，如顶盖冷却管、吊篮筒体出口接管与反应堆压力容器出口接管间隙、导向管旁流和堆芯围筒组件旁流的结构。

(3) 若以实堆零部件表面粗糙度的模型比例来加工模型零部件，那么模型零部件的表面就要达到镜面的要求，这是很难实现的，这将大大增加模型的制造难度和成本。在反应堆内流体流动引起的形状阻力(与π1有关)远大于摩擦阻力(与π2有关)时，零部件表面粗糙度可以放松到实堆零部件表面粗糙度。

(4) 实堆的低合金钢反应堆压力容器与不锈钢堆内构件存在不同的热膨胀系数，因此模型需要按实堆运行工况的结构尺寸来模拟流道，以减少对试验的堆芯入口流量分配的均匀程度和反应堆内部流体流动特性的影响。

4模型设计

反应堆整体水力模拟试验件见图1。模型流道严格按实堆进行精确模拟，使得堆芯支承下板的进出口流场与实堆一致。所有模型与实堆的差异都不应影响堆芯入口流量分配的均匀程度和反应堆内部流体流动特性。

4.1 反应堆压力容器设计

反应堆压力容器为一个设计压力为1.6 MPa、设计温度为80 ℃的不锈钢容器。反应堆压力容器作为反应堆流体流动的边界，其密封面下方的内部结构尺寸严格按实堆1/6进行精确模拟。出于对安装、间隙测量、潜在压力容器下封头导流围板更换以及下腔室可视化试验方面考虑，将反应堆压力容器设计成三部分，分别为平顶盖组件、筒身段组件和下封头组件，通过带有密封结构的法兰进行螺栓连接。反应堆压力容器进出口接管外侧增加一段适度长度的直管段，使得进出口接管流场稳定。

对突出于反应堆压力容器内壁并位于流道内的安注接管和径向支承键镶块，将模拟为局部流道阻塞。

反应堆压力容器下封头导流围板支承块模拟实堆结构和位置，并设置螺纹结构，便于导流围板通过螺栓(实堆通过焊接)与反应堆压力容器支承块进行连接，便于试验中导流围板的更换。

4.2 下部堆内构件设计

下部堆内构件与流体接触的尺寸(吊篮筒体内外尺寸、二次支承结构外部尺寸、堆芯支承下板流水孔尺寸及堆芯围筒内腔尺寸)严格按实堆1/6进行精确模拟。对突出于吊篮筒体外壁的吊篮筒体出口接管、安注接管导流板、补强板、辐照监督管支架及径向支承键，将模拟为局部流道阻塞。

适当简化突出于吊篮筒体外壁的安注接管导流板、辐照监督管支架及径向支承键；同时确保模拟各区域横截面的流水面积。

将全焊接结构件的堆芯围筒简化为四块板的螺栓连接件，其内腔尺寸严格按实堆1/6进行精确模拟，降低制造难度和成本。

整体水力模拟试验不考虑旁通流量，故取消了吊篮筒体出口接管与反应堆压力容器出口接管间隙和堆芯围筒组件旁流的结构。

下部堆内构件与反应堆压力容器之间的间隙按实堆1/6进行精确模拟，但为了便于下部堆内构件的安装，对安注接管导流板与安注接管的间隙进行了适当放松，不影响试验结果。

4.3 上部堆内构件设计

堆芯上板结构尺寸按实堆1/6进行精确模拟。上部堆内构件位于反应堆流体的下游，故其结构对整体水力模拟试验结果影响较小。在保证模拟导向筒组件外形尺寸和内部流水面积的前提下，同时考虑测点引线的布置，对导向筒内部结构进行简化，便于制造测点引线和降低成本。

上部堆内构件通过定位销实现与下部堆内构件和反应堆压力容器的定位。

上部堆内构件与下部堆内构件通过螺栓与反应堆压力容器实现压紧，取消实堆中的压紧弹性环，减少因压紧弹性环带来的制造困难和成本。

4.4 燃料组件设计

燃料组件结构复杂，通过外形尺寸模拟实堆，在确保模拟其整体水力特性的前提下，对其结构进行简化。采用开式燃料组件模拟体，对每组模拟体进行性能试验标定，确保模拟体的整体水力特性与实堆相似。

5结语

通过上述比例模型相似关系和试验件结构设计介绍表明：

(1) CAP1400反应堆整体水力模拟试验件设计是遵循比例模型相似准则的，模型上测得的试验数据可以换算到实堆参数。

(2) 试验件设计在满足基本尺寸几何相似的情况下，综合考虑制造难度、装配工艺及测点引线等因素，对试验件进行了必要的简化，从而大大降低了模型的制造难度和成本。

(3) 本试验件设计可为其他堆型反应堆整体水力模拟试验件设计提供参考。

致谢：感谢CAP1400反应堆结构水力模拟试验研究团队各位同事的指导帮助，在此向他们表示衷心的感谢。

参考文献：

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

[2] 景思睿，张鸣远. 流体力学[M]. 西安：西安交通大学出版社，2001.

[3] 姚伟达，施国麟，姜南燕，等. 核电厂设备的流-固耦合动力学相似准则的推导和应用[J]. 振动和冲击，1997，16(S1)：140-145.

[4] Bird R B，Stewart W E，Lightfoot E N，et al. Transport phenomena[J]. John Wiley and Sons，1960，28(2)：338-359.

Design of Hydraulic Simulation Test Models for CAP1400 Reactors

Ding Zonghua, Liu Bin, Lin Shaoxuan, Zhang Ming

(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)

Abstract：As a test facility, the hydraulic simulation test model was designed for CAP1400 reactors to verify the core inlet flow distribution and to obtain the hydraulic information (pressure drop and velocity) from the inlet piping to the outlet piping, to which a detail introduction was made with focus on the model scale, model similarity criterion, model design principles and main model features, which may serve as a reference for design of similar test models.

Keywords：reactor; hydraulic simulation; test model; similarity criterion

收稿日期：2015-11-03

基金项目：国家科技重大专项课题(2010ZX06002-006)

作者简介：丁宗华(1981—)，男，高级工程师，主要从事反应堆设备设计与研究工作。E-mail: dingzonghua@snerdi.com.cn

中图分类号：TL375.5

文献标志码：A

文章编号：1671-086X(2016)03-0153-03