VVER型反應堆堆芯流量分配與組件冷卻劑溫升CFD分析

杜代全，曾小康，楊曉強，熊萬玉

（1．中國核動力研究設計院中核核反應堆熱工水力技術重點實驗室，四川成都 610041；

2．中核集團江蘇核電有限公司，江蘇連云港 222042）

VVER型反應堆堆芯流量分配與組件冷卻劑溫升CFD分析

杜代全1，曾小康1，楊曉強2，熊萬玉1

（1．中國核動力研究設計院中核核反應堆熱工水力技術重點實驗室，四川成都 610041；

2．中核集團江蘇核電有限公司，江蘇連云港 222042）

利用計算流體力學程序CFX對VVER－1000型反應堆三維流場進行模擬，并計算了熱組件冷卻劑的溫升。結果表明，燃料組件流量分配系數(shù)最大值為1．12，最小值為0．92；熱組件流量分配系數(shù)約為0．97；偏離工況條件下，熱組件冷卻劑溫升均高于當前溫升預警限值ΔTt。該分析結果可為核電站運行中ΔTt的設定提供參考。

流量分配；溫升；計算流體力學

在核電站運行過程中，需對堆芯燃料組件冷卻劑溫升進行監(jiān)測［1］以獲得堆芯溫度分布和確定最熱通道，并實現(xiàn)對堆芯偏離泡核沸騰（DNB）的保護，相應的反應堆運行保護參數(shù)（溫升預警限值，ΔTt）需根據(jù)堆芯實際工況計算決定。本文基于相關設計參數(shù)和運行數(shù)據(jù)，利用計算流體力學程序CFX對田灣核電站VVER－1000型反應堆三維流場進行模擬，獲得堆芯入口流量分配系數(shù)，并計算燃料組件進、出口冷卻劑的溫升，為ΔTt的設定提供參考。

1 堆芯流量分配計算

1．1 幾何建模

建模對象為VVER－1000型反應堆堆芯、堆內構件和壓力容器等構成的整體，如圖1所示。該反應堆一回路系統(tǒng)有4個環(huán)路。冷卻劑從4個進口接管流入，沿壓力容器與堆芯吊籃形成的環(huán)形下降段向下流動，通過堆芯吊籃底封頭開孔流入下腔室，再通過燃料組件和堆芯吊籃隔板流入堆芯燃料組件，最后經(jīng)堆芯出口、上腔室和出口接管流出。

圖1 VVER－1000型反應堆堆芯建模Fig．1 Modeling of VVER－1000reactor core

由于反應堆各部件結構復雜，幾何尺度差異較大，因此在建模過程中對部分部件結構進行了適度簡化。

1）吊籃底封頭開孔

堆芯吊籃橢球形底封頭開孔數(shù)目眾多，且孔徑大小不等，其主要作用是使冷卻劑均勻流入吊籃下腔室?？紤]到在保證冷卻劑均勻進入下腔室的前提下，開孔局部的流動現(xiàn)象對堆芯進口流量分配結果影響較小的特點，本文將較大的開孔及其周邊6個小孔以流通截面積相等的原則等效為1個孔（圖2），在顯著減少開孔數(shù)量的同時保持了開孔均勻分布的特點，有利于冷卻劑的均勻流入。

2）燃料組件支承座

在燃料組件支承座中部，沿筒體周向及軸向均勻分布著數(shù)量眾多的窄槽。與吊籃底封頭開孔簡化方法相同，本文將338個窄槽等效為沿筒體周向均勻分布的6個較寬的窄槽（圖3）。

圖2 堆芯吊籃底封頭簡化圖Fig．2 Sketch of in－vessel barrel

圖3 燃料組件支承座簡化圖Fig．3 Sketch of assembly support

3）堆芯燃料組件

堆芯由163組燃料組件構成。考慮到堆芯燃料組件結構的復雜性，通過給定的堆芯壓降計算出堆芯流動阻力系數(shù)，將堆芯等效為多孔介質，即在不考慮堆芯內部結構的情況下，將堆芯簡化為多邊形柱狀體（圖4）。

1．2 網(wǎng)格劃分

本文采取了分區(qū)生成網(wǎng)格的策略。針對結構較為規(guī)則的區(qū)域如進口接管、環(huán)形下降段等采用六面體結構化網(wǎng)格進行劃分，對結構較為復雜的區(qū)域如下腔室（吊籃底封頭和燃料組件支承座等）采用四面體非結構化網(wǎng)格進行劃分，而對多邊形柱狀結構的堆芯區(qū)域采用三棱柱網(wǎng)格進行劃分。各部分網(wǎng)格生成后導入CFX前處理，通過設置Fluid－Fluid型interface面實現(xiàn)網(wǎng)格連接。

圖4 堆芯簡化圖Fig．4 Sketch of core

流量分配系數(shù)網(wǎng)格無關性解如圖5所示。由圖5可看出，不同網(wǎng)格數(shù)對應的流量分配系數(shù)最大相對偏差均小于1%，符合網(wǎng)格無關解的要求。

圖5 網(wǎng)格無關解結果Fig．5 Results of mesh independency

1．3 計算條件

表1 VVER－1000型反應堆堆芯的主要特征參數(shù)Table 1 Main parameters of VVER－1000reactor core

計算采用的堆芯主要特征參數(shù)列于表1。湍流模型采用帶自動壁面處理的剪切應力輸運（SST）模型和一階迎風差分格式與高精度算法。進口設置為進口邊界條件，根據(jù)表1及進口接管內徑（850mm）可求出單個進口的質量流量為17 790kg／s；出口設置為出口邊界條件，相對壓力設為0Pa；固體壁面設置為無滑移絕熱壁面邊界條件。水物性計算選取IAPWSIF97。當所有計算節(jié)點收斂殘差小于10－4時認為結果收斂。

本文將堆芯處理為多孔介質區(qū)域（子域），即采用分布式阻力模型進行模擬。CFX程序通過指定多孔介質區(qū)域的線性阻力系數(shù)CR1和二次阻力系數(shù)CR2實現(xiàn)多孔介質阻力特性模擬：

其中：μ為流體黏性系數(shù)，Pa·s；K為多孔介質滲透率，m2；Kloss為沿流動方向單位長度阻力損失系數(shù)，m－1；ρ為流體密度，kg／m3。

堆芯通道內冷卻劑呈高強度湍流流動，此時滲透阻力對多孔介質阻力特性的影響較小，即CR1近似為零，這樣堆芯壓降Δp為：

其中，Δp＝0．147MPa，堆芯入口冷卻劑表觀流速v＝3．04m／s，堆芯高度L＝4．53m，求得阻力損失系數(shù)Kloss＝9．44m－1，二次阻力系數(shù)CR2＝3 515kg／m4。

1．4 計算結果

圖6示出全堆芯內163組燃料組件入口的流量分配系數(shù)。流量分配系數(shù)由下式計算：

其中，εi、Mi分別為i組件的流量分配系數(shù)和入口流量。

圖6 流量分配系數(shù)的計算結果Fig．6 Calculation results of flow distribution factor

由圖6可見：各燃料組件中流量分配系數(shù)最大值為1．12，最小值為0．92；流量分配基本滿足以平面x軸和y軸的對稱分布；堆芯外圍區(qū)域的燃料組件入口流量分配系數(shù)較大（ε＞1．0），而中心區(qū)域的流量分配系數(shù)分布較為均勻。流量偏離較大（ε＞1．10）的燃料組件主要分布在堆芯外圍且遠離冷卻劑入口來流方向的區(qū)域。

2 組件冷卻劑溫升計算

由于VVER－1000型反應堆堆芯燃料組件定位格架無交混翼片，因此可忽略相鄰燃料組件冷卻劑交混對流量的影響，即可通過各組件功率和流量分配系數(shù)求出冷卻劑進、出口溫升。考慮到燃料組件溫升預警限值ΔTt主要取決于熱組件溫升，因此本文重點對熱組件進行計算分析。

2．1 熱組件流量分配系數(shù)

由于堆內熱組件所處位置隨反應堆運行工況的變化而變化，因此需確定不同運行階段的熱組件堆內位置以獲得其流量分配系數(shù)。根據(jù)已有運行數(shù)據(jù)［2］，不同時期共19組熱組件的流量分配系數(shù)分布如圖7所示。圖7中熱組件流量分配系數(shù)最大值為0．99，最小值為0．96，19組熱組件流量分配系數(shù)的平均值約為0．97。

圖7 熱組件流量分配系數(shù)Fig．7 Flow distribution factor of hot assembly

2．2 熱組件冷卻劑溫升

以考慮偏離工況下的熱工水力參數(shù)［3］為輸入條件，計算不同循環(huán)周期的熱組件進出口平均溫升。計算時熱組件流量分配系數(shù)取最小值0．96，并考慮3%的旁通流量份額和5%的組件功率偏差。表2列出VVER－1000型反應堆兩類燃料組件AFA和TVS－2M進、出口冷卻劑溫升計算的具體輸入?yún)?shù)及結果。結果表明，偏離工況下熱組件冷卻劑溫升均高于當前堆芯測量系統(tǒng)采用的ΔTt（41℃），因此需重新設定ΔTt的值。

表2 熱組件計算參數(shù)與結果Table 2 Parameters and results of hot assembly

3 結論

利用CFX程序計算了VVER－1000型反應堆堆芯流量分配和組件冷卻劑溫升，主要結論如下：

1）163組燃料組件流量分配系數(shù)最大值為1．12，最小值為0．92；

2）19組熱組件流量分配系數(shù)變化范圍為0．96～0．99，平均值約為0．97；

3）偏離工況下，熱組件溫升均高于當前溫升預警限值ΔTt，需重新設定ΔTt的值。

［1］ 朱繼洲，單建強，張斌．壓水堆核電廠的運行［M］．北京：原子能出版社，2008：141－143．

［2］ 田灣核電站．關于燃料裝載第4和第5循環(huán)6個最大裝載燃料組件冷卻劑溫升計算數(shù)據(jù)和運行數(shù)據(jù)的對比分析［R］．連云港：田灣核電站，2012．

［3］ 李載鵬，楊曉強，李文雙，等．田灣核電站燃料組件冷卻劑溫升定值優(yōu)化研究［C］∥2012年中核核反應堆熱工水力重點實驗室年會文集．成都：中國核動力研究設計院，2012．

CFD Analysis of Flow Distribution of Reactor Core and Temperature Rise of Coolant in Fuel Assembly for VVER Reactor

DU Dai－quan1，ZENG Xiao－kang1，YANG Xiao－qiang2，XIONG Wan－yu1
（1．CNNC Key Laboratory on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China；
2．CNNC Jiangsu Nuclear Power Corporation，Lianyungang222042，China）

Flow field of VVER－1000reactor core was investigated by using computational fluid dynamics code CFX，and the temperature rise of coolant in hot assembly was calculated．The results show that the maximum value of flow distribution factor is 1．12 and the minimum value is 0．92．The average value of flow distribution factor in hot assembly is 0．97．The temperature rise in hot assembly is higher than current warning limit valueΔTtunder the deviated operation condition．The results can provide reference for settingΔTtduring the operation of nuclear power plant．

flow distribution；temperature rise；computational fluid dynamics

TL33

：A

：1000－6931（2015）03－0429－04

10．7538／yzk．2015．49．03．0429

2013－12－12；

2014－08－11

杜代全（1985—），男，重慶人，助理研究員，碩士研究生，核能科學與工程專業(yè)