弯曲变形工况下板状燃料堆芯三维热工水力特性分析.pdf
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1、第卷增刊原子能科学技术 ,年月 弯曲变形工况下板状燃料堆芯三维热工水力特性分析刘奚彤,刘凯,王明军,王啸宇,田文喜,秋穗正,苏光辉(西安交通大学 核科学与技术学院,动力工程多相流国家重点实验室,陕西省先进核能技术重点实验室,陕西 西安 ;中国核动力研究设计院,四川 成都 )摘要:板状燃料因其功率密度高、燃耗较深的特点,在诸多测试堆与实验堆中得到广泛应用。受堆内辐照、流致振动等常见预期瞬态影响,其狭长的冷却剂流道极易受压而发生弯曲变形,进一步影响堆芯换热并对反应堆安全造成威胁。本文依托 平台开发了板状燃料堆芯三维通道级热工水力分析程序 ,在数组矩形窄缝通道流动换热实验对比验证的基础上,针对 材料
2、测试堆开展了弯曲变形工况下三维数值模拟,获得了全堆芯关键热工水力参数的多尺度分布特性,并对堆芯出口处热点偏移现象进行了分析。本研究对自主可控堆芯级高精度三维热工水力分析技术开发具有参考价值,同时也可为后续板状燃料堆芯事故安全分析的开展提供了基础。关键词:板状燃料;耦合换热;弯曲变形中图分类号:文献标志码:文章编号:()收稿日期:;修回日期:基金项目:中核集团“青年英才”项目通信作者:王明军:,(,;,):,(),:;板状燃料反应堆堆芯由众多平行排布的矩形燃料板及窄缝冷却剂通道组成,紧凑且高重复式的结构特性使得板状燃料具有较高的燃耗深度及功率密度,因而在诸多测试堆及一体化实验堆中得到广泛应用。受
3、堆内高通量的中子辐照环境以及可能存在的流量不稳定现象影响,其狭长的几何特征使得冷却剂流道在燃料板弯曲变形工况下极易受到阻塞,导致堆芯传热恶化,进一步危害反应堆安全。在堆芯热工水力分析中,现有方法无法满足未来先进数值模拟仿真技术对计算速度与求解精度的双重需求:集总参数法与一维系统分析程序计算结果较保守、分辨率低,无法捕捉堆芯内部结构流动换热细节;而对全堆芯进行精细建模的三维计算流体力学()数值模拟,由于计算量过大尚难实现,大多采用多孔介质方法进行简化计算。目前针对板状燃料的形变计算多选取单板为研究对象,采用基于有限元方法的力学性能分析软件开展,具有精细分析燃料板受燃耗、释热率、热交换系数等参数影
4、响下综合形变过程的能力;该方法不具备堆芯尺度的燃料板形变预测性能,进而无法开展弯曲变形后全堆热工水力特性分析。本文基于开源 平台 ,针原子能科学技术第 卷对板状燃料堆芯的结构特性建立联结冷却剂流动换热与燃料板内部传热的流固耦合求解模型,开发通道级三维热工水力特性分析程序 。该程序相较于集总参数法或多孔介质法能够以较高的分辨率反映通道内流动及换热特性,同时又较全堆芯精细化建模节省大量计算资源,且具有模型植入灵活、并行能力强大的特点,便于进一步的数值反应堆多物理场耦合技术开发。在多组矩形窄缝通道流动换热实验的程序验证基础上,针对国际原子能机构()材料测试堆()开展两端固定约束条件引起的双向弯曲变形
5、工况全堆芯数值模拟,获得关键热工水力参数的多尺度三维分布特性。模型建立 冷却剂流动换热特性模型基于有限体积法,针对板状燃料堆芯结构特性构建通道级分析方法;以相邻燃料芯块中心平面为边界,围绕板状燃料元件闭式通道内流体域与两侧燃料芯块包壳固体域划分控制体;通过 式的 几何控制体映 射方法,将堆芯真实通道与计算单元严密对应,以满足堆芯高保真数值反应堆技术的开发需求。通道级网格划分方法如图所示。图通道级网格划分示意图 基于冷却剂单相流动状态的假设,建立考虑控制体几何修正与源项计算的三维守恒方程,其中几何修正模型实现通道级网格与板状燃料元件冷却剂流道的真实对应;而涵盖动量方程与能量方程的源项计算则分别刻
6、画由流动摩擦引入的阻力压降与燃料板裂变释热产生的内部热源。由于冷却剂流动过程中紊流脉动的存在,导致控制体内各物理量围绕均值做随机波动,并表征为通道间动量、能量的交换。传统 分析中,多通过求解额外的湍流物理量本构方程以计算紊流脉动的影响;常用湍流模型有模型、模型等。为在引入控制体间湍流搅混的同时实现计算资源的节省,本文采用与子通道程序类似的方式,即通过经验关系式在守恒方程中额外附加由于湍流搅混引起的物理量交换;对于相邻控制体、,湍流搅混引入的动量、能量交换通过下式计算:,珚,()(),珚,()()珚()槡()式中:珚为界面间平均质量流密度,通过将两侧控制体各自质量流量加权平均后得到;、分别为、通
7、道内流体质量流密度;、分别为、通道宽度;、为相邻、控制体内流体比焓;,为、两点间距离;为相邻通道间湍流搅混系数,为雷诺数与通道几何参数的函数,通过 关系式计算。燃料板热工特性分析模型通道级网格内部同时包含由燃料板组成的固体域与冷却剂流体域,除了前文已讨论的冷却剂流动换热模型外,仍需在网格内部引入独立的燃料板热工特性分析模型对其温度场进行求解。图为固体域节点划分示意图。如图所示,针对燃料板中心对称边界单侧横向划分个节点,其中最外层两个节点分布在包壳内、外侧区域,其余节点从燃料板对称中心向外侧依次排布;忽略燃料板的轴向导热,即对于单个控制体,其中添加的固体域温度求解算法是一维的;对于第个计算节点,
8、其能量守恒方程满足如下形式:,()式中:为节点处燃料密度;,为比定压热容;为控制体径向宽度;为节点处燃料温度;,与,分别为节点与节点传递到处的面热流密度,通过傅立叶导热定律求解;为节点处控制体内体积释热率。增刊刘奚彤等:弯曲变形工况下板状燃料堆芯三维热工水力特性分析图固体域节点划分示意图 流固耦合求解模型为实现每一时间步下板状燃料堆芯耦合热工水力计算,针对建立的冷却剂流动换热模型与燃料芯块包壳固体域导热模型,在通道级控制体内以包壳冷却剂界面为联结区构建流固耦合求解模型,如图所示。具体实现流程如下:)假定通道级网格内初始冷却剂流场与温度场并赋值,获取对应温度下的物性参数值,通过考虑附加的动量、能
9、量源项和湍流搅混项的冷却剂守恒方程求得该时刻冷却剂流场;)将冷却剂流场参数代入流动换热经验关系式求解燃料包壳外表面对流换热系数;)以包壳外表面对流换热系数为边界条件求解固体域温度方程,获得燃料板及包壳温度分布;)根据包壳温度、冷却剂温度、换热面积与表面对流换热系数求解表面对流换热量;)将得到的表面对流换热量作为通道网格内冷却剂控制方程中附加能量源项,根据冷却剂流动换热特性分析模型求解其下一时间步控制体内流场与温度场;)更新该时刻下流体物性参数,返回步骤进行通道级网格流场参数的迭代求解,最终得到所需时间内板状燃料反应堆全堆芯热工水力参数分布。程序验证与数值模拟 实验本实验为中国核动力研究设计院中
10、核核反应堆热工水力技术重点实验室于 年开展图流固耦合模型求解流程 原子能科学技术第 卷的垂直窄缝矩形通道单相流动及传热实验。实验段核心结构为一段由两块厚度为 的切角长方形组成的加热板刻制而成的窄缝矩形通道,实验段周围由承压壳、绝缘材料及加热板包裹及固定;窄缝长、宽,切角长方体宽,有效加热长度 ,水力直径 。实验段及测压孔设置示意图如图所示。图实验段及测压孔设置示意图 在单相等温实验中,通过热平衡方法控制流动过程温度恒定不变,探究单相摩擦因子随雷诺数的变化规律。实验中系统压力为 ,入口温度为 ,入口质量流量为 (),范围为 。仿真与实验结果的对比如图所示。在单相摩擦因子随增加的变化规律中,程序仿
11、真结果整体与实验值符合良好,在层流区及旺盛紊流区内最大相对误差为 ;在 区间内,相比于广泛采 用 的 关 系 式与 关 系式,程序 计算 值 与 实 验 值 符 合 更 加 准 确。在单相传热实验中,对竖直窄缝矩形通道采取单侧恒定热流密度处理,入口温度为 ,热流 密度 为 ;为了全面验证程序在层流、过渡流及湍流区流动特性分 析 的 普 适 性,取值 范 围 为 ,流道平均努塞尔数随的变化规律如图所示。通过对比 层流区间内流动传热特性实验,程序在层流区对的预测值为 ,实验值平均为 ,二者相对误差为 ,表明本程序能良好预测矩形通道内层流区流动传热特性;通过层流、过渡流、高雷诺数湍流全尺度流域内的分
12、布,可以发现程序预测值与实验值整体趋势相同,但在过渡区及湍流区内有 的相对误差。该误差生成原因为受到实验段几何设计参数的限制,即使在流道出口也未能满足 的条件,即流动全过程都未能达到湍流充分发展阶段,导致流动换热程度较差,进一步表现为实验所测得努塞尔数偏低。矩形窄缝通道流动换热实验本实验为哈尔滨工程大学核安全与仿真技术重点实验室于 年开展的竖直矩形窄缝通道流动换热实验,实验通过多组稳态工况,研究了竖直窄缝内单相摩擦阻力系数与的全流态分布规律,最终针对充分发展湍流 区提出新的经验关系式,以更好地表征图分布曲线 增刊刘奚彤等:弯曲变形工况下板状燃料堆芯三维热工水力特性分析图分布曲线 流域内温度变化
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