小型壓水堆壓力容器內部三維流場計算
發(fā)布時間：2021-06-27 06:43
反應堆安全分析過程中,獲得反應堆壓力容器內部準確的流場至關重要。以小型壓水堆為研究對象,運用計算流體力學（CFD）方法對反應堆壓力容器內部流場進行計算分析,獲得燃料組件流量分配和下封頭混合特性。結果表明:兩泵高速對稱入口條件下,燃料組件流量分配系數(shù)最大值為1.032,最小值為0.934,且流量整體分布呈現(xiàn)"中間大、邊緣小"的特點;一泵高速非對稱入口條件下,下封頭流動漩渦增強,燃料組件流量分配的不均性增大;下封頭混合特性計算得到堆芯入口冷卻劑流量混合因子最小值為0.022,下封頭冷卻劑混合能力不足。
【文章來源】：核動力工程. 2020,41(05)北大核心EICSCD
【文章頁數(shù)】：4 頁
【部分圖文】：
反應堆壓力容器下封頭流線分布Fig.4StreamlineDistributiononReactorPressureVesselLowerPlenum
RPV內部幾何結構復雜，在不影響RPV內流場計算的前提下，有必要對幾何模型進行適當簡化。計算模型包括入口管段、壓力容器下降段、下封頭、堆芯下板、堆芯、吊籃上板、上腔室和出口管段，其中堆芯區(qū)域和上腔室區(qū)域采用簡化結構。1.2邊界條件進出口邊界條件設置質量入口、自由出口；壁面邊界為無滑移壁面；離散方式采用一階迎風格式；收斂條件取殘差小于10-5；計算類型為穩(wěn)態(tài)計算[6-8]。1.3網格劃分及敏感性分析采用結構化網格與非結構化網格相結合方案進行RPV網格劃分（圖1）。入口管段、壓力容器下降段、堆芯和出口管段采用六面體結構化網格；下封頭、堆芯下板、堆芯上板和上腔室采用四面體非結構化網格。分別建立161萬、189萬、217萬、230萬、250萬網格模型，對比不同網格數(shù)量下堆芯下板圖1反應堆壓力容器網格劃分Fig.1MeshingofReactorPressureVessel的冷卻劑流量歸一化標準差，定義如下：2372137iiiQTQ（1）式中，iQ為i組件入口流量；Q為組件平均入口流量；iT為i組件試驗測量歸一化入口流量。隨網格數(shù)量增大，減小；網格數(shù)量大于217萬，堆芯下板達到最�。▓D2）�？紤]計算速度與計算精度，最終取模型網格數(shù)量為217萬。圖2不同網格數(shù)量的σFig.2σofDifferentGridNumbers1.4數(shù)學模型1.4.1多孔介質模型堆芯區(qū)域結構的簡化導致冷卻劑摩擦阻力和形狀阻力減小，采用多孔介質模型進行阻力補償。該模型通過在N-S方程中添加源項iS來模擬計算多孔材料中流體所受的阻力。212iiiSvCvv（
研舊習搴蛻锨皇也捎?四面體非結構化網格。分別建立161萬、189萬、217萬、230萬、250萬網格模型，對比不同網格數(shù)量下堆芯下板圖1反應堆壓力容器網格劃分Fig.1MeshingofReactorPressureVessel的冷卻劑流量歸一化標準差，定義如下：2372137iiiQTQ（1）式中，iQ為i組件入口流量；Q為組件平均入口流量；iT為i組件試驗測量歸一化入口流量。隨網格數(shù)量增大，減��；網格數(shù)量大于217萬，堆芯下板達到最�。▓D2）。考慮計算速度與計算精度，最終取模型網格數(shù)量為217萬。圖2不同網格數(shù)量的σFig.2σofDifferentGridNumbers1.4數(shù)學模型1.4.1多孔介質模型堆芯區(qū)域結構的簡化導致冷卻劑摩擦阻力和形狀阻力減小，采用多孔介質模型進行阻力補償。該模型通過在N-S方程中添加源項iS來模擬計算多孔材料中流體所受的阻力。212iiiSvCvv（2）式中，v為流體速度矢量；iv為i方向流體速度；是流體密度；為流體的動力粘性系數(shù)；1/為粘性阻力系數(shù)；C2為慣性阻力系數(shù)。因冷卻劑流速較高，慣性損失項起主要作用，因此可以將壓降定義為動壓頭的函數(shù)[9]:212iPCvv（3）根據(jù)式（3），利用小型壓水堆實驗滿功率運行工況下的堆芯壓降、冷卻劑流速測量值，得到燃料組件的慣性阻力系數(shù)C2為12。橫向阻力系數(shù)比慣性阻力系數(shù)大得多，且受到主流慣性力與堆芯元件幾何結構的影響較大，一般通過試驗測量得到[10]。參考以往研究，本文取橫向阻力系數(shù)是慣性阻力系數(shù)的10倍[1,5]。
【參考文獻】：
期刊論文
[1]VVER型反應堆堆芯流量分配與組件冷卻劑溫升CFD分析[J]. 杜代全,曾小康,楊曉強,熊萬玉. 原子能科學技術. 2015(03)
[2]秦山二期核電廠反應堆下腔室交混特性CFD分析研究[J]. 毛輝輝,盧川,張宏亮,何培峰. 原子能科學技術. 2015(01)
[3]ACPR1000+反應堆整體水力特性數(shù)值分析與比較[J]. 張明乾,段遠剛,于曉雷,張平. 核動力工程. 2013(06)
[4]CPR1000反應堆三維數(shù)值模擬分析及驗證[J]. 張明乾,冉小兵,劉言午,于曉雷,朱明莉. 核技術. 2013(10)
[5]基于CFD方法的自然循環(huán)反應堆冷卻劑流動特性分析[J]. 盧川,張勇,魯劍超,董化平. 核動力工程. 2012(S1)
[6]秦山核電站二期反應堆堆芯流量分配數(shù)值分析[J]. 張曙明,李華奇,趙民富,陳玉宙,楊夷,衛(wèi)光仁. 核科學與工程. 2010(04)
[7]雙環(huán)路壓水堆非對稱入口條件下物理-熱工特性研究[J]. 桂學文,蔡琦,邾明亮. 原子能科學技術. 2010(S1)
[8]反應堆壓力容器下封頭三維流場計算[J]. 蔣曉華. 核動力工程. 2002(S1)
[9]壓水堆堆內進口環(huán)腔及下腔室中冷卻劑三維流動的數(shù)值模擬[J]. 姚朝暉,沈孟育,王學芳. 核科學與工程. 1996(03)
本文編號：3252345
【文章來源】：核動力工程. 2020,41(05)北大核心EICSCD
【文章頁數(shù)】：4 頁
【部分圖文】：
反應堆壓力容器下封頭流線分布Fig.4StreamlineDistributiononReactorPressureVesselLowerPlenum
RPV內部幾何結構復雜，在不影響RPV內流場計算的前提下，有必要對幾何模型進行適當簡化。計算模型包括入口管段、壓力容器下降段、下封頭、堆芯下板、堆芯、吊籃上板、上腔室和出口管段，其中堆芯區(qū)域和上腔室區(qū)域采用簡化結構。1.2邊界條件進出口邊界條件設置質量入口、自由出口；壁面邊界為無滑移壁面；離散方式采用一階迎風格式；收斂條件取殘差小于10-5；計算類型為穩(wěn)態(tài)計算[6-8]。1.3網格劃分及敏感性分析采用結構化網格與非結構化網格相結合方案進行RPV網格劃分（圖1）。入口管段、壓力容器下降段、堆芯和出口管段采用六面體結構化網格；下封頭、堆芯下板、堆芯上板和上腔室采用四面體非結構化網格。分別建立161萬、189萬、217萬、230萬、250萬網格模型，對比不同網格數(shù)量下堆芯下板圖1反應堆壓力容器網格劃分Fig.1MeshingofReactorPressureVessel的冷卻劑流量歸一化標準差，定義如下：2372137iiiQTQ（1）式中，iQ為i組件入口流量；Q為組件平均入口流量；iT為i組件試驗測量歸一化入口流量。隨網格數(shù)量增大，減小；網格數(shù)量大于217萬，堆芯下板達到最�。▓D2）�？紤]計算速度與計算精度，最終取模型網格數(shù)量為217萬。圖2不同網格數(shù)量的σFig.2σofDifferentGridNumbers1.4數(shù)學模型1.4.1多孔介質模型堆芯區(qū)域結構的簡化導致冷卻劑摩擦阻力和形狀阻力減小，采用多孔介質模型進行阻力補償。該模型通過在N-S方程中添加源項iS來模擬計算多孔材料中流體所受的阻力。212iiiSvCvv（
研舊習搴蛻锨皇也捎?四面體非結構化網格。分別建立161萬、189萬、217萬、230萬、250萬網格模型，對比不同網格數(shù)量下堆芯下板圖1反應堆壓力容器網格劃分Fig.1MeshingofReactorPressureVessel的冷卻劑流量歸一化標準差，定義如下：2372137iiiQTQ（1）式中，iQ為i組件入口流量；Q為組件平均入口流量；iT為i組件試驗測量歸一化入口流量。隨網格數(shù)量增大，減��；網格數(shù)量大于217萬，堆芯下板達到最�。▓D2）。考慮計算速度與計算精度，最終取模型網格數(shù)量為217萬。圖2不同網格數(shù)量的σFig.2σofDifferentGridNumbers1.4數(shù)學模型1.4.1多孔介質模型堆芯區(qū)域結構的簡化導致冷卻劑摩擦阻力和形狀阻力減小，采用多孔介質模型進行阻力補償。該模型通過在N-S方程中添加源項iS來模擬計算多孔材料中流體所受的阻力。212iiiSvCvv（2）式中，v為流體速度矢量；iv為i方向流體速度；是流體密度；為流體的動力粘性系數(shù)；1/為粘性阻力系數(shù)；C2為慣性阻力系數(shù)。因冷卻劑流速較高，慣性損失項起主要作用，因此可以將壓降定義為動壓頭的函數(shù)[9]:212iPCvv（3）根據(jù)式（3），利用小型壓水堆實驗滿功率運行工況下的堆芯壓降、冷卻劑流速測量值，得到燃料組件的慣性阻力系數(shù)C2為12。橫向阻力系數(shù)比慣性阻力系數(shù)大得多，且受到主流慣性力與堆芯元件幾何結構的影響較大，一般通過試驗測量得到[10]。參考以往研究，本文取橫向阻力系數(shù)是慣性阻力系數(shù)的10倍[1,5]。
【參考文獻】：
期刊論文
[1]VVER型反應堆堆芯流量分配與組件冷卻劑溫升CFD分析[J]. 杜代全,曾小康,楊曉強,熊萬玉. 原子能科學技術. 2015(03)
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[3]ACPR1000+反應堆整體水力特性數(shù)值分析與比較[J]. 張明乾,段遠剛,于曉雷,張平. 核動力工程. 2013(06)
[4]CPR1000反應堆三維數(shù)值模擬分析及驗證[J]. 張明乾,冉小兵,劉言午,于曉雷,朱明莉. 核技術. 2013(10)
[5]基于CFD方法的自然循環(huán)反應堆冷卻劑流動特性分析[J]. 盧川,張勇,魯劍超,董化平. 核動力工程. 2012(S1)
[6]秦山核電站二期反應堆堆芯流量分配數(shù)值分析[J]. 張曙明,李華奇,趙民富,陳玉宙,楊夷,衛(wèi)光仁. 核科學與工程. 2010(04)
[7]雙環(huán)路壓水堆非對稱入口條件下物理-熱工特性研究[J]. 桂學文,蔡琦,邾明亮. 原子能科學技術. 2010(S1)
[8]反應堆壓力容器下封頭三維流場計算[J]. 蔣曉華. 核動力工程. 2002(S1)
[9]壓水堆堆內進口環(huán)腔及下腔室中冷卻劑三維流動的數(shù)值模擬[J]. 姚朝暉,沈孟育,王學芳. 核科學與工程. 1996(03)
本文編號：3252345
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