同步CFD技术在模块式小型堆非隔离管道热分层分析中的应用

赵 禹，曾 畅，任 云，赖建永，何 迅，余小权

(中国核动力研究设计院，四川 成都 610213)

流体在重力场的作用下，垂直方向的温度分布不均匀引起的密度差会产生流动中的热分层(thermal stratification)或自然对流现象。热分层现象经常出现在化工、能源等工业过程，以及大气、海洋等自然现象中。

在核电厂中存在着一端连接反应堆一回路高温高压流体系统，一端连接相对低温的辅助系统，在正常运行是与一回路系统隔离，而当辅助系统投运后与一回路系统相连通，存在着典型的热分层现象：这些非隔离管道管中存在热分层流型。这种流型的两种不同温度层之间缺少充分混合，在水平(或准水平)管道的横截面上产生不均匀的温度分布。这种温度分布的重复出现增加了设备和管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性。

从我国在役电厂的运行经验来看，与一回路连接的非隔离管道普遍存在热分层现象。在已经运行二十余年的大亚湾核电站和秦山核电站中，已经发现由于管道热分层导致的不同程度的热腐蚀现象。从世界范围来看，相关研究表明：在近30年的世界范围内的核电厂中，管道的热分层、热循环、热震荡现象导致了大量管道破裂事故。美国核管会(NRC)发布的88-08公告和88-11公告，要求所有在役或在建核电厂必须对稳压器波动管等非隔离管道热分层进行分析论证，确保其结构完整性。

通过核电厂的定期维修和在役检查，可以发现部分重要的核级管道的热分层现象，然而核电厂存在大量可能存在隐患的管道，核电厂在役检查工作受到窗口期时间的限制不可能做到全部检查，目前我国核电厂普遍在论证延长换料周期，致使在役检查工作量增加而时限进一步缩短。迫使目前我国新建核电厂(包括“华龙一号”等堆型)采取理论分析与在役疲劳监测等手段完善核电厂的运行管理。对非隔离管道采用CFD技术在不同运行工况下进行流场分析可以直观的判断热分层现象的严重程度，以及量化处理各工况下的温度分布数据，是在核电厂大量管道中甄别出需要在役检查关注的部分管道的有效途径，并且可以量化处理温度分布数据作为管道应力与疲劳分析的基础。

本文以模块式小型堆作为研究对象。与其他核电机组一样，模块式小型堆同样存在与高温一回路相连的辅助系统管道，因此同样不可避免管道热分层问题。

1 模型建立、网格划分及计算工况

1.1 分析模型建立

首先利用三维管道设计平台PDMS，调出需要进行CFD分析的管路系统(以非能动余排返回管线为例，如图1所示)，查询所需的三维坐标。

图1 PDMS管路系统模型Fig.1 Piping system model of PDMS

进而，在UG NX中建立管路系统的三维模型，同步CFD软件自动提取的流体域(见图2)，管路CAD模型即为固体域。

图2 FloEFD自动提取流体域Fig.2 Extraction of fluid domain by FloEFD

使用传统CFD分析工具时，首先需要提取流体域和固体域。但是在同步CFD软件使用过程中，用户只要建立真实的管路CAD模型，同步CFD软件会自动提取流体域和固体域，大大节省了建模时间。

1.2 网格划分

同步CFD技术采用笛卡尔网格技术，即计算单元的边界是正交于笛卡尔坐标系轴，任何CFD计算都是在一个立方体的计算区域里面进行的。

基本网格设置和加密网格设置后生成的网格数量为499 924，其中流体域的网格数量为184 958，固体域的网格数量为135 372，部分网格(网格内既有流体又有固体)数量为179 594。

图3分别给出了不同截面的流体、固体及部分网格，从图中可以看出，笛卡尔网格在管路内和管壁上分布适当。

图3 不同截面网格分布Fig.3 Grid distribution of sections

1.3 计算工况

本文针对模块式小型堆的非能动余热排出系统(PRS)返回管道，通过分析这些非能动系统投运工况，并考虑处于隔离状态出现微小泄漏的情况，本文采用CFD分析分析的典型工况如表1所示。

表1 非能动余排返回管线CFD分析工况

1.4 边界条件

依据模块式小型堆工程设计参数，并经过对上述非能动系统管道的各分析工况，给出上述非能动余热排除返回管道CFD分析工况对应的边界条件如下。

对于工况1：反应堆压力容器接口为静压边界条件(压力15 MPa，温度323.4 ℃)，其余端口封闭；保温段外壁面对流换热系数0.3 W/m2k，非保温段外壁面对流换热系数17 W/m2k，环境温度27 ℃。

对于工况2：反应堆压力容器接口为静压边界条件(压力2 MPa，温度180 ℃)；余排泵入口处为体积流量边界条件(余排泵额定流量为93 m3/h)，其他边界与工况1一致。

对于工况3：端口4处压力2 MPa，温度180 ℃；端口1处的流量分别为186 m3/h，其余端口封闭；保温段外壁面对流换热系数0.3 W/m2k，非保温段外壁面对流换热系数17 W/m2k，环境温度27 ℃。

2 计算结果分析

2.1 工况1结果

对于工况1初始流体和固体温度均设置为282.6 ℃，随着与管路外环境发生热交换，管路及内部流体温度逐渐降低，管路系统内的流体和环腔内的流体发生掺混和热交换；当管路与环境换热量达到稳定，管路系统内各处的温度也保持不变，此时管路系统进入稳态工作，停止计算。

整个PRS返回管路系统管路外壁面的温度分布如图4所示，从图中可以看出，管路温度从入口280 ℃到第一个水平弯管前下降到265 ℃，温度梯度约15 ℃；到端口1、2分别下降到240 ℃和232 ℃。温度在这些地方急剧下降，表明了这些地方有明显热分层，需要考虑热应力及循环热冲击对管路寿命的影响。

图5给出了管路和环腔内的温度及流场分布情况，图中可以明显看出，由于温差影响造成水的物性不同，进而引起管道内浮力驱动流动，并形成明显漩涡；这些微弱的涡流管路入口一定距离内会促进反应堆压力容器与非能动余排返回管线的热量交换。

图4 PRS返回管线温度分布(工况1)Fig.4 Temperature distribution ofPRS return pipe(Condition 1)

图5 PRS返回管线流场分布(工况1)Fig.5 Flow field of PRS return pipe(Condition 1)

2.2 工况2结果

初始流体和固体温度均设置为282.6 ℃，随着端口1、2处60 ℃的低温水的流入，管路系统内的流体和环腔内的流体发生掺混和热交换，同时与管路外环境发生热交换，管路及内部流体温度逐渐降低；当管路与环境换热量达到稳定，管路系统内各处的温度也保持不变，此时管路系统进入稳态工作，停止计算。

图6给出了管路及环腔内流体温度分布，从图中可以看出，60 ℃的低温水从端口1、2,流入环腔后，与高温水掺混，在接口附近形成低温区，温度约180 ℃。从管路和环腔外壁面温度分布情况，可以看出，在管路与环腔接口附件，温度从60 ℃变化到274 ℃，温度梯度非常大，需要考虑热应力及循环热冲击对环腔接口处结构的影响。

图6 PRS返回管线温度分布(工况2)Fig.6 Temperature distribution ofPRS return pipe(Condition 2)

2.3 工况3结果

初始流体和固体温度均设置为282.6 ℃，随着与管路外环境发生热交换，考虑端口阀门有流量为0.227 m3/h(1 gpm)的泄漏，当管路与环境换热量达到稳定，管路各处的温度也保持不变，此时管路系统进入稳态工作，停止计算。

整个管路系统管路外壁面的温度分布如图7所示，从图中可以看出，达到稳定后管路温度升高至282.6 ℃，基本没有热分层现象。

图7 PRS返回管线温度分布(工况3)Fig.7 Temperature distribution ofPRS return pipe(Condition 3)

4 结论

通过将同步CFD技术应用于模块式小型堆的非能动系统连接管道进行流场分析，可以得到以下结论：

1)当管道内流体无强制流动或者只有微弱流动时，热流体的浮升力占据主导，容易在水平管段上产生热分层现象。

2)为削弱流体浮升力在重力方向的作用，增加水平管道布置的坡度有利于缓解热分层现象。此外，在热管道入口增加布置竖直管道有利于缓解管道热分层现象。

3)在管道接管嘴处，特别是冷、热流体交汇的情况，容易产生热冲击，需要考虑热应力及循环热冲击对管路寿命的影响。在管道的保温段与非保温段的分界面上温度梯度较大，需要在电厂运行及在役检查中给予关注。同时，应考虑减少过多温度偏差、流体冲击、运行介质控制等措施。

4)采用同步CFD技术两周内完成了小堆非能动系统管道的流场分析工作(传统CFD软件1～2个月的工作量)，充分证明了同步CFD软件可以高效的分析热流体管道中热分层现象，因此在核电工程设计中广泛应用，并成为将来工程设计的发展趋势。