蘇子威,周 濤,鄒文重,霍啟軍
(1.華北電力大學(xué) 核熱工安全與標(biāo)準(zhǔn)化研究所,北京 102206;2.中國(guó)核電工程有限公司,北京 100840)
加速器驅(qū)動(dòng)的次臨界系統(tǒng)(ADS)為嬗變高放廢物提供了一條潔凈、安全的途徑,是核電產(chǎn)業(yè)實(shí)現(xiàn)可持續(xù)發(fā)展的重要環(huán)節(jié)。液態(tài)鉛鉍合金(LBE)是ADS重要的散裂靶材料和冷卻劑候選材料[1-2],其物理化學(xué)性質(zhì)較以往普通堆型冷卻劑存在諸多不同,開展ADS中鉛鉍合金的熱工水力分析研究十分必要[3-4]。
到目前為止,國(guó)際上對(duì)ADS進(jìn)行實(shí)驗(yàn)研究的國(guó)家還不多,只有韓國(guó)、印度、意大利、美國(guó)等幾個(gè)國(guó)家擁有較完整的實(shí)驗(yàn)臺(tái)架[5-8],國(guó)內(nèi)已開始了ADS實(shí)驗(yàn)臺(tái)架的設(shè)計(jì)與搭建。研究?jī)?nèi)容主要集中在材料[3,9]、物性[10-12]、傳熱[4,13-15]、注氣自然循環(huán)[16-18]方面。同時(shí),大流模擬與直接模擬方法研究鉛鉍流體低普朗特?cái)?shù)下傳熱是較好的模擬形式[19-20]。然而,針對(duì)鉛鉍自然循環(huán)工況下的熱分層現(xiàn)象還未見文獻(xiàn)報(bào)道。
鉛鉍自然循環(huán)工況下的熱分層會(huì)使管壁在徑向、周向及軸向產(chǎn)生巨大的熱應(yīng)力,對(duì)管道系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)完整性造成嚴(yán)重威脅。因此,本工作采用CFD軟件ANSYS_FLUENT對(duì)鉛鉍自然循環(huán)熱分層現(xiàn)象進(jìn)行3D全尺寸數(shù)值模擬,對(duì)保障整個(gè)ADS的安全,促進(jìn)ADS進(jìn)一步完善,尤其是對(duì)我國(guó)發(fā)展新型更安全、更高效的先進(jìn)堆型具有重要意義。
圖1 ADS原理示意圖
ADS的原理如圖1所示。由圖1可知,ADS以加速器產(chǎn)生的質(zhì)子束轟擊次臨界堆中的重金屬靶件(鉛鉍合金)引起散裂反應(yīng),再通過(guò)核內(nèi)級(jí)聯(lián)和核外級(jí)聯(lián)產(chǎn)生中子,為次臨界堆提供外源中子,以維持其鏈?zhǔn)椒磻?yīng),通過(guò)裂變反應(yīng)將錒系核素和長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物嬗變?yōu)槎虊勖蚍€(wěn)定核素。冷卻劑(LBE)再將次臨界堆裂變產(chǎn)生的熱量傳遞至二次側(cè)系統(tǒng),進(jìn)行循環(huán)導(dǎo)熱,產(chǎn)生的熱量可供發(fā)電。
自然循環(huán)是指在閉合回路內(nèi)依靠熱段和冷段的流體密度差所產(chǎn)生的驅(qū)動(dòng)壓頭來(lái)實(shí)現(xiàn)流動(dòng)循環(huán)。自然循環(huán)系統(tǒng)在很多工業(yè)領(lǐng)域均有應(yīng)用,特別是在核能利用方面,它不僅可作為核反應(yīng)堆發(fā)生事故后的重要冷卻手段,還可作為核反應(yīng)堆的一種主要循環(huán)冷卻方式,減少系統(tǒng)對(duì)外界電源的依賴,提高核反應(yīng)堆運(yùn)行的可靠性和安全性。
無(wú)論工質(zhì)是水還是LBE,產(chǎn)生自然循環(huán)的原理相同。但對(duì)于LBE,需要更大的加熱功率,才可以產(chǎn)生足夠的驅(qū)動(dòng)壓頭。為研究LBE自然循環(huán)熱分層現(xiàn)象,設(shè)計(jì)搭建了一種LBE的自然循環(huán)回路,如圖2所示。
圖2 LBE自然循環(huán)實(shí)驗(yàn)臺(tái)架
圖2中,加熱段用于加熱LBE,提高LBE溫度,降低LBE密度,換熱器用于冷卻LBE,提高LBE密度,從而形成自然循環(huán)。
以圖2所示鉛鉍合金自然循環(huán)實(shí)驗(yàn)臺(tái)架為物理模型,選取寬度為500 mm、高度為1 000 mm的三維管道回路為幾何結(jié)構(gòu),如圖3所示。
對(duì)于鉛鉍合金自然循環(huán),熱分層現(xiàn)象發(fā)生與否取決于流體浮力和慣性力比值的相對(duì)大小,即無(wú)量綱理查森數(shù)Ri。浮力越大、慣性力越小,就越易出現(xiàn)熱分層[21]。Ri的定義式如下:
(1)
(2)
(3)
其中:Gr為格拉曉夫數(shù),表征浮力的大??;Re為雷諾數(shù),表征流體慣性力的大??;g為重力加速度,m/s2;αv為流體的體脹系數(shù),1/K;ΔT為冷熱流體溫差,K;l為管道內(nèi)徑,m;u為流體速度,m/s;ν為黏度。
綠色勘查是綠色發(fā)展理念在地質(zhì)勘查領(lǐng)域的具體實(shí)踐,是基于符合環(huán)保要求達(dá)到找礦效果的一種勘查新措施或新方法。2015年8月,中國(guó)礦業(yè)報(bào)在“走基層”活動(dòng)中,發(fā)現(xiàn)青海省有色地勘局的“多彩模式”,并首次提出綠色勘查這一先進(jìn)理念后,得到了原國(guó)土資源部地勘司的高度重視。地勘司深入青海進(jìn)行調(diào)研后,形成的調(diào)研報(bào)告得到了部領(lǐng)導(dǎo)的肯定和批示,綠色勘查由此正式被列為原國(guó)土資源部的一項(xiàng)重要工作,開始在全國(guó)推廣。
圖3 鉛鉍合金自然循環(huán)回路幾何模型
當(dāng)Ri>1時(shí),熱分層開始出現(xiàn)[22],Ri越大,熱分層越穩(wěn)定。
對(duì)圖3所示自然循環(huán)回路幾何模型進(jìn)行網(wǎng)格劃分,局部回路的網(wǎng)格劃分如圖4所示。
為提高網(wǎng)格質(zhì)量,采用整體劃分網(wǎng)格的方法共生成Tetra/mixed網(wǎng)格257 153個(gè),具有良好的網(wǎng)格獨(dú)立性。落在網(wǎng)格質(zhì)量參數(shù)0.5~1間的網(wǎng)格數(shù)量達(dá)70%以上,網(wǎng)格質(zhì)量很高。采用SIMPLE算法求解離散方程,采用二階迎風(fēng)提高計(jì)算精確度,運(yùn)用能量方程,考慮重力因素。
1) 物性方程
考慮到熱分層判斷準(zhǔn)則,計(jì)算時(shí)將鉛鉍合金密度隨溫度的變化進(jìn)行函數(shù)擬合,其他參數(shù)(比熱容、熱導(dǎo)率、黏度等)則按常物性方法[10]設(shè)定。
圖4 局部回路網(wǎng)格劃分
2) 湍流模型
以Boussinesq假設(shè)為基礎(chǔ),湍流模型使用考慮浮升力的標(biāo)準(zhǔn)k-ε兩方程模型的湍流基本方程組。
1) 流速分布
基于給定的計(jì)算條件,對(duì)圖3所示幾何模型進(jìn)行模擬,實(shí)現(xiàn)了液態(tài)鉛鉍合金的自然循環(huán)流動(dòng)。達(dá)到穩(wěn)態(tài)后,回路截面的流速分布如圖5所示。
由圖5可知:在整個(gè)鉛鉍合金自然循環(huán)回路中,整體流速基本相同;在回路彎管處,速度較大;在回路彎管處,由于流動(dòng)慣性與離心力的影響,二次流現(xiàn)象較明顯。根據(jù)模擬結(jié)果計(jì)算得出,鉛鉍自然循環(huán)回路在穩(wěn)態(tài)工況下Ri=1.92,流動(dòng)會(huì)出現(xiàn)穩(wěn)定熱分層。
2) 溫度分布
鉛鉍合金自然循環(huán)達(dá)到穩(wěn)態(tài)后,回路截面的溫度分布如圖6所示。
a——回路截面流速云圖;b——回路右上角流速矢量放大圖;c——A-A管道截面流速矢量放大圖
圖6 鉛鉍自然循環(huán)溫度分布
由圖6可知:鉛鉍合金自然循環(huán)中,熱分層最嚴(yán)重的區(qū)域存在于變溫段,即加熱段、冷卻段;在左、右管段(加熱段、上升段、冷卻段、下降段),熱分層呈左、右分層狀態(tài);在上、下管段(預(yù)冷段、預(yù)熱段),熱分層呈上、下分層狀態(tài);由于液體混合與擾動(dòng),在左、右管段中,上升段、下降段溫度梯度不斷變小,熱分層逐漸消失。
選定管徑為20 mm,預(yù)冷段、冷卻段、預(yù)熱段、加熱段壁溫分別給定為為420、400、700、800 K(工況1)及450、420、600、700 K(工況2)兩組,左管段(加熱段、上升段)中心線流速分布對(duì)比示于圖7。回路溫度分布對(duì)比示于圖8。
由圖7、8可見:在較大回路溫差條件下,鉛鉍合金自然循環(huán)流速提高;上升段、下降段的溫差增加,形成熱分層較明顯;在變溫段,熱分層分布基本沒(méi)有改變,溫差稍有提升。
相同加熱功率初始條件下,管徑為20 mm、30 mm的管道流速分布對(duì)比示于圖9,回路溫度分布對(duì)比示于圖10。
圖7 左管段中心線流速分布對(duì)比
由圖9、10可見:管徑為20 mm時(shí)管道流速平均值為0.5 m/s,管徑為30 mm時(shí)為0.38 m/s。管徑變大時(shí),鉛鉍自然循環(huán)流速降低,上升段、下降段溫度差值減小,熱分層現(xiàn)象得到明顯緩解。
a——B-B截面,工況1;b——B-B截面,工況2;c——G-G截面,工況1;d——G-G截面,工況2
圖9 不同管徑下管道流速的分布
圖10 不同管徑下的溫度分布
結(jié)合圖6~10可見:在鉛鉍合金自然循環(huán)工況下,較小回路溫差及較大管徑均會(huì)造成鉛鉍合金流速降低;隨著流速的降低,上升段、下降段區(qū)域沿流動(dòng)方向熱分層現(xiàn)象趨于消失;隨著流速的提升,存在熱分層最大溫差的管道截面位置基本不變,但最大溫差截面溫差加大。
通過(guò)對(duì)ADS鉛鉍合金自然循環(huán)熱分層現(xiàn)象進(jìn)行分析研究,得出如下結(jié)論。
1) 鉛鉍合金自然循環(huán)中,回路整體流速變化不大,有二次流現(xiàn)象;熱分層最嚴(yán)重的區(qū)域存在于變溫段;在左、右管段,熱分層呈左、右分層狀態(tài);在上、下管段,熱分層呈上、下分層狀態(tài)。
2) 在較大回路溫差條件下,鉛鉍合金自然循環(huán)流速提高;熱分層分布基本沒(méi)有改變,截面溫差稍有提升,形成的熱分層現(xiàn)象較明顯。
3) 在較大管徑條件下,鉛鉍合金自然循環(huán)流速降低;上升段、下降段溫差減小,熱分層現(xiàn)象不明顯。
4) 在較低流速條件下,上升段、下降段區(qū)域沿流動(dòng)方向熱分層現(xiàn)象趨于消失;在較高流速條件下,最大溫差截面位置基本不變,但最大溫差截面溫差加大。
參考文獻(xiàn):
[1] MANTHA V, CHAUDHARY R. Intense heat simulation studies on window of high density liquid metal spallation target module for accelerator driven systems[J]. Internationa Journal of Heat and Mass Transfer, 2006, 49: 3 728-3 745.
[2] MICHELATO P, CAVALIERE E. Vacuum interface analysis of a windowless spallation target for accelerator-driven systems[J]. Nuclear Science and Engineering, 2007, 157: 95-109.
[3] 吳宜燦,黃群英. 液態(tài)鉛秘回路設(shè)計(jì)研制與材料腐蝕實(shí)驗(yàn)初步研究[J]. 核科學(xué)與工程,2010,30(3):239-243.
WU Yican, HUANG Qunying. Preliminary experimental study on the corrosion of structural steels in liquid lead bismuth loop[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2010, 30(3): 239-243(in Chinese).
[4] BOKOV P. Peculiarities of hydaodynamics of lead and lead-bismuth coolant flows of reactor loops[C]∥Proceedings of the 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE18). Xi’an, China: [s. n.], 2010.
[5] CHO J H, BATTA A. Benchmarking of thermal hydraulic loop models for Lead-Alloy Cooled Advanced Nuclear Energy System (LACANES),phase-Ⅰ: Isothermal steady state forced convection[J]. Journal of Nuclear Materials, 2011, 415: 404-414.
[6] BORGOHAIN A, JAISWAL B K. Natural circulation studies in a lead bismuth eutectic loop[J]. Progress in Nuclear Energy, 2011, 52: 308-319.
[7] AMBROSINI W, FORASASSI G, FORGIONE N, et al. Experimental study on combined natural and gas-injection enhanced circulation[J]. Nuclear Engineering and Design, 2005, 235: 1 179-1 188.
[8] ARMBYA N. CFD analysis of 3-D thermalhydraulius flow effects on wall concentration gradient profiles for LEB loop FITTONGS[D]. USA: University of Nevada, 2004.
[9] SCHROER C, WEDEMEYER O, KONYS J. Gas/liquid oxygen-transfer to flowing lead alloys[J]. Nuclear Engineering and Design, 2011, 241: 1 310-1 318.
[10] 蘇子威,周濤,劉夢(mèng)影,等. 液態(tài)鉛鉍合金物性研究[J].核技術(shù),2013,36(9):090205-1-090205-5.
SU Ziwei, ZHOU Tao, LIU Mengying, et al. Thermophysical properties of liquid lead-bismuth eutectic[J]. Nuclear Techniques, 2013, 36(9): 090205-1-090205-5(in Chinese).
[11] SOBOLEV V P, SCHUURMANS P, BENAMATI G. Thermodynamic properties and equation of state of liquid lead and lead-bismuth eutectic[J]. Journal of Nuclear Materials, 2008, 376: 358-362.
[12] SOBOLEV V P. Thermophysical properties of lead and lead-bismuth eutectic[J]. Journal of Nuclear Materials, 2007, 362: 235-247.
[13] CHENG Xu, TAK N. Investigation on turbulent heat transfer to lead-bismuth eutectic flows in circular tubes for nuclear applications[J]. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236: 385-393.
[14] 門玉賓,馬軍軍,王書福,等. 液態(tài)金屬鎵自然對(duì)流換熱數(shù)值模擬[J]. 哈爾濱工業(yè)大學(xué)學(xué)報(bào),2011,43(1):114-118.
MEN Yubin, MA Junjun, WANG Shufu, et al. Numerical investigation on the natural convection of liquid gallium[J]. Journal of Harbin Institute of Technology, 2011, 43(1): 114-118(in Chinese).
[15] ABANADES A, PENA A. Steady-state natural circulation analysis with computational fluid dynamic codes of a liquid metal-cooled accelerator driven system[J]. Nuclear Engineering and Design, 2009, 239: 418-424.
[16] 王改英,柏云清,高勝,等. 液態(tài)鉛鉍氧濃度測(cè)量技術(shù)初步研究[J]. 核科學(xué)與工程,2012,32(2):165-169.
WANG Gaiying, BAI Yunqing, GAO Sheng, et al. Preliminary study on the measurement technology of oxygen concentration in liquid lead bismuth[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2012, 32(2): 165-169(in Chinese).
[17] BORGOHAIN A, JAISWAL B K, MAHESHWARI N K. Natural circulation studies in a lead bismuth eutectic loop[J]. Progress in Nuclear Energy, 2011, 53: 308-319.
[18] 劉夢(mèng)影. 鉛鉍自然循環(huán)流動(dòng)傳熱研究[D]. 北京:華北電力大學(xué),2013.
[19] BRICTEUX L, DUPONCHEEL M, WINCKELMANSA G. Direct and large eddy simulation of turbulent heat transfer at very low Prandtl number: Application to lead-bismuth flows[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 246: 91-97.
[20] SAHA S, CHIN C, BLACKBURN H M, et al. The influence of pipe length on thermal statistics computed from DNS of turbulent heat transfer[J]. International Journal of Heat and Fluid Flow, 2011, 32: 1 083-1 097.
[21] 劉彤,王雪彩,衣書賓. 壓水堆穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層現(xiàn)象的流固耦合傳熱數(shù)值模擬[J]. 中國(guó)電機(jī)工程學(xué)報(bào),2013,33(2):79-85.
LIU Tong, WANG Xuecai, YI Shubin. Fluid-solid conjugate heat transfer numerical simulation of pressurized water reactor pressurizer surge to thermal stratification[J]. Proceedings of the CSEE, 2013, 33(2): 79-85(in Chinese).
[22] 張毅雄,楊宇. 穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層分析[J]. 核動(dòng)力工程,2006,27(6):13-17.
ZHANG Yixiong, YANG Yu. Thermal stratification study for pressurizer surge line[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(6): 13-17(in Chinese).