压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析
2017-09-25李聪新温丽晶刘宇生
张 盼,李聪新,温丽晶,胡 健,刘宇生
(环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082)
压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析
张 盼,李聪新,温丽晶,胡 健,刘宇生
(环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082)
压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。
严重事故;压力容器;外部冷却系统;数值模拟
继美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利事故之后,日本福岛核电站再次发生了严重事故,严重事故因此再次受到了业界的高度重视。对比这三次严重事故可以发现,将堆芯熔融物滞留在压力容器内,保证反应堆压力容器的完整性,可以极大的缓解严重事故的进一步发展和恶化,减缓放射性的释放,保证公众的安全。由此可见,熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,简称IVR)作为严重事故缓解措施之一,可防止堆芯熔融物泄漏到压力容器外进而威胁安全壳的完整性。为了缓解严重事故的后果,中国的第三代先进压水堆核电技术均设置了压力容器外部冷却系统,即在压力容器下封头外设计了冷却剂流道,采用能动或非能动的方式驱动冷却剂,带走压力容器内熔池的热量。而压力容器外部冷却系统的输热能力与冷却剂的流动和传热特性密切相关,同时,“对严重事故的缓解措施进行研究,对于提高我国核电厂的设计和运行安全水平都有着极其重要的作用”[1]。因此,研究影响严重事故下压力容器下封头外冷却剂流场的因素是有必要的。
就目前调研的大量文献资料发现,关于IVR的研究主要集中在以下方面:实验方面,Tae Il kim利用二维切片试验装置研究了提高压力容器外壁面临界热流密度(Critical Heat Flux,简称CHF)裕度的策略[2];李永春、倪亮和唐超力分别研究非加热条件下流道结构和尺寸对流场的影响[3]、加热面朝下的自然循环CHF试验[4]和非能动试验装置的流动特性[5];利用试验装置研究高瑞利数条件下压力容器内熔池传热特性[6]。计算方面,主要是通过严重事故软件计算结果评价IVR的有效性[7]、严重事故下压力容器内熔池分层理论模型的研究[8]及与容器外壁耦合的分层研究[9-10]、采用relap5程序评价堆外冷却系统的自然循环能力[11-12]、下封头外表面保温材料对IVR能力的影响[13]、利用CFD软件分析CHF特性[14]等方面。本文针对第三代先进压水堆核电技术压力容器下封头的结构特性和堆外冷却系统特点,利用计算流体力学软件建立压力容器下封头外部流道的二维几何模型,并定义物理模型,研究堆外冷却系统在不同流速和不同流道间隙下的流场特性。
1 模型及边界条件
1.1 数学模型
压力容器下封头的外部冷却问题是一个对流传热问题,存在湍流流动,因此以N-S方程为基础进行模拟。控制方程如下:
连续方程:
(1)
动量方程:
(2)
能量方程:
(3)
上式中:Sm为源项;u为流速;λ为导热系数;qr为传递的热量。
计算模型中湍流采用k-ε模型,考虑到流体温度变化较大,会引起局部密度的变化,采用Bousinessq假设。
1.2 几何模型
本文主要研究严重事故后期下封头外部冷却系统的流场特性,主要针对压力容器下封头和保温层间的流道间隙进行几何建模。考虑到压力容器下封头和保温层均是接近半球形的结构,可近似的认为其属于完全对称的几何结构,因此可认为任何通过对称截面上的流场特性均是一致的。基于以上基础,本文建立了一个二维的几何模型,主要包括下封头外壁面(加热壁面)、保温层内壁面和模型的进、出口截面,如图1所示。冷却剂流道有两段0-90°的弧度构成,冷却剂通过入口进入流道,通过两段圆弧的间隙,完成热量传递,从出口流出。模型结构尺寸参照第三代压水堆核电技术的设计尺寸。
图1 几何模型的结构图Fig.1 The schematic diagram ofgeometric model
1.3 边界条件
本文主要研究压力容器外部冷却系统入口流量和流道间隙对流道流场的影响。外壁面热流密度根据以往的实验和理论研究得出的下封头外壁面热流密度随角度变化的曲线[15],拟合成二次代数关系式(公式1)用于定义下封头外壁面的热流密度。
q=0.5384θ2+0.0564θ+0.283
(1)
式中:q为下封头外壁面的热流密度,单位MW·m-2;θ是半径与竖直方向的夹角,单位弧度。
本文进行了5个工况的计算(见表1),以工况1为基准工况。在下封头外壁面给定热流密度,流道入口边界给定流量和温度,流道出口边界给定压力,保温层给定绝热壁面边界。
表1 计算工况Table 1 The condition of calculation
2 结果与分析
2.1 不同入口流量对下封头外部流动和传热特性的影响
图2、图3和图4是入口质量流量分别为277 kg·s-1、555 kg·s-1和833 kg·s-1工况下流道内的温度分布云图。对比这3张温度分布云图,可以看出不同流量下流道内温度的分布趋势是一致的,只是流量越小,温度越高。因为3种工况下,壁面上热通量的分布是相同的,而对流换热系数和速度有关,速度越大,对流换热系数越大。而壁面热通量又是对流换热系数和温差的乘积,因此速度越大,温差越小,在相同入口温度的情况下,出口的平均温度越低。同时,还可以看出在流道的中下部区域温度变化较小,在上部区域温度变化明显,且靠近壁面的位置温度较高,沿径向方向存在较大的温度梯度。因此,在进行临界热流密度方面研究时,重点关注上部区域的情况;同时,为了保证压力容器下封头的安全,需提供足够的冷却水流量。
图2 工况2下流道内温度分布云图Fig.2 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.2
图3 工况1下流道内温度分布云图Fig.3 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.1
图4 工况3下流道内温度分布云图Fig.4 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.3
图5、图6和图7是入口流量分别为277 kg·s-1、555 kg·s-1和833 kg·s-1工况下流道内速度分布云图。对比3张速度云图可以看出,不同流量下流道内的速度分布趋势完全一致,说明在一定范围内,空间流场的分布只与流道的结构有关,与速度大小无关。而流场的分布影响到流体的换热,因此,流道结构设计的优化能提高冷却剂的输热能力。
图5 工况2下流道内速度分布云图Fig.5 Thedistribution picture of the velocity in flow channel in condition No.2
图6 工况1下流道内速度分布云图Fig.6 Thedistribution picture of the velocity in flow channel in condition No.1
图7 工况3下流道内速度分布云图Fig.7 Thedistribution picture of the velocity in flow channel in condition No.3
2.2 不同流道间隙对下封头外部流动和传热特性的影响
图8、图9是流道间隙分别为80 mm和200 mm工况下截面上温度分布云图。将图8、图9与图3进行对比,可以看出不同流道间隙下温度的分布趋势一致,但流道间隙越窄,出口温度越高。因为流道越窄,流动损失越大,在出口压力一致的情况下,流道越窄,入口压力越大,入口温度一致,导致入口焓值越大,由于加热壁面的平均热通量相同,因此出口焓也越大,出口温度越高,符合热力学规律,同时,在出口贴近加热壁面的极小区域内,会产生相变,但主流流体还处于单相状态。流道间隙越窄,出口温度越高,下封头的安全裕度越小,但流道间隙越大,导致结构的体积越大,因此要选择合适的流道间隙,既节约空间,又能保证下封头有足够的安全裕度。
图8 工况4下流道内温度分布云图Fig.8 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.4
图9 工况5下流道内温度分布云图Fig.9 The distribution picture of the temperature in flow channel in condition No.5
图10、图11是流道间隙分别为80 mm、200 mm工况下流道内的速度分布云图。将图10、图11与图6进行对比分析可以看出,速度的分布趋势是一致的,流道的中下部区域速度分布不均匀,在上部区域速度分布均匀。同时,也可以看出流道间隙越窄,流速越大,流体在通道内变均匀的越快。
图10 工况4下流道内速度分布云图Fig.10 The distribution picture of the velocity in flow channel in condition No.4
图11 工况5下流道内速度分布云图Fig.11 The distribution picture of the velocity in flow channel in condition No.5
此外,为了应对全厂断电事故,一些三代核电技术的堆外冷却系统采用非能动驱动,由高度差和冷却剂的密度差形成自然循环来载热,而自然循环的换热能力相较于强迫循环要弱,为了保证尽可能的载出堆芯的衰变热,需要提高自然循环流量,就要减小流道的阻力。因此,外部冷却系统的冷却剂流道的阻力特性对自然循环十分重要。通过计算发现,流道越窄,流动阻力会增加,导致自然循环流量会减小[12],因此需要对压力容器外部冷却系统流道进行合理的设计,保证其流动和传热特性最优化。
3 结论
本文针对第三代核电技术的压力容器下封头堆外冷却系统进行建模,研究不同入口流量和不同流道间隙对堆外冷却系统流动和传热特性的影响。在计算的数据范围内,得出以下结论:
(1)在入口流量不同、其它条件相同的情况下,流量越大,流体的平均温度越低。同时,在流道结构相同的情况下,流场的分布趋势完全一致,因此流道结构的优化设计有利于流场分布的改善,利于热量的传递,提高压力容器的安全裕度。
(2)在各工况条件下,流体温度在流道的中下部区域,不管是沿流动方向还是径向方向,温度变化均不明显;流体温度在流道的中上部区域变化明显,尤其是径向温度梯度很大,因此,开展压力容器外部冷却临界热流密度研究应重点关注外壁面的上部区域。
(3)在流道间隙不同、其它条件相同的情况下,流道间隙越宽,流体的平均温度越低,但流道间隙越大,占的空间越多;流道间隙越窄,流道内局部换热会强化,流体的温度越高,而且流道越窄,流体的阻力会增加。因此要设计合适的流道间隙和结构,既能节约空间,又能保证压力容器下封头能够在能动和非能动驱动下实现熔融物的堆内滞留功能。
[1]王中堂.加强严重事故研究,提高核电厂安全水平[J].核安全,2014,13(1):1-8.
[2]Tae ⅡKim, Hae Min Park, Soon Heung Chang. CHF experiments using a 2-D curved test section with additives for IVR-ERVC strategy[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 243:272-278.
[3]李永春,杨燕华,匡波,等.压力容器外部冷却非加热实验研究[J].核动力工程,2010,31(增刊):53-56.
[4]倪亮,刘鹏飞,匡波,等.核电厂实施非能动IVR-ERVC措施时朝下曲面CHF特性试验[J].电力与能源,2013,34(2):107-112.
[5]唐超力,匡波,刘鹏飞,等.非能动IVR-ERVC试验装置的流动特性初步研究[J].核技术,2014,37(12):1-8.[6]Ma Li, Li Jing, Ji Shui,etc. Turbulent convection experiment at high Rayleigh number to support CAP1400 IVR strategy[J]. Nuclear Engineering and Design, 2015,292:69-75.
[7]鲍晗,金越,刘晓晶,等.大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究[J].原子能科学技术,2014,48(2):234-240.
[8]Rui Guo, Wei Xu, Zhen Cao, etc. A new method to study the transient feasibility of IVR-ERVC strategy[J]. Progress in Nuclear Energy, 2016,87:47-53.
[9]郭涛,包士毅,高增梁.严重事故IVR下反应堆压力容器稳态温度场计算[J].压力容器,2012,29(6):34-39.[10]Yue Jin, Wei Xu, Xiaojing etc.In-and ex-vessel coupled analysis of IVR-ERVC phenomenon for large scale PWR[J].Annals of Nuclear Energy, 2015,80:322-337.
[11]Rae-Joon Park, Kwang-Soon Ha, Hwan-Yeol Kim. Detailed evaluation of natural circulation mass flow rate in the annular gap between the outer reactor vessel wall and insulation under IVR-ERVC[J]. Annals of Nuclear Energy, 2016,89:50-55.
[12]金頔,李飞,刘晓晶,等.大功率先进压水堆压力容器外部冷却能力研究[J].原子能科学技术,2014,48(2):277-284.
[13]谭国成,匡波,张中伟,等.基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估[J].原子能科学技术,2011,45(3):307-313.
[14]霍飞鹏,闫大强,李京浩,等.ERVC数值模拟研究[J].原子能科学技术,2015,49(增刊):252-258.
[15]Xiang Zhang, Teng Hu, Deqi Chen, etc. CFD simulation on critical heat flux of flow boiling in IVR-ERVC of a nuclear reactor[J]. Nuclear Engineering and Design, 2016, 304:70-79.
InfluenceAnalysisofFlowChannelStructureandFlowParametersonFlowFieldinExternalCoolingSystemofPressureVessel
ZHANG Pan, LI Congxin, WEN Lijing, HU Jian, LIU Yusheng
(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China)
The external cooling system of reactor pressure vessel is an important safety system for preventing further deterioration of the severe accidentto melt the pressure vessel lower headafter the severe accident happens. According to the structural features and operating mode of the pressure vessel external cooling system, the CFD software was used to built model for the third-generation PWR in this article. It studys influence on the flow and heat transfer characteristics of the pressure vessel external cooling system under a severe accident, due to the different inlet flow rate and flow channel gap. It finds that the higher the inlet flow rate, the lower the average temperature of the fluid, but the flow field distribution trends are consistent; in the lower area of the flow path, the fluid temperature did not change significantly, but in the upper area of the flow path, the temperature changes significantly and radial temperature gradient is great; the greater the flow channel gap, the lower the average temperature of the fluid, the narrower the gap of flow channel, the local heat transfer will strengthen, but the resistance will increase.So, the design optimization of flow path will help improving the safety margin of the pressure vessel lower head.
severe accident;reactor vessel;external cooling system;numerical simulation
TL333
:B
:1672- 5360(2017)02- 0011-06
2017- 03- 14
2017- 05- 24
CAP1400核安全监管重要试验验证,项目编号:2015ZX06002007-003
张盼(1988—),男,湖北天门人,工程师,硕士,动力工程专业,现主要从事反应堆热工水力学方面的研究工作