王桂敏,李煒煒,李 寧,韓善彪
(1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心,北京 100082;2.中國原子能科學(xué)研究院,北京 102413)
球床氟鹽冷卻高溫堆堆芯熱工水力模擬
王桂敏1,李煒煒1,李 寧2,韓善彪1
(1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心,北京 100082;2.中國原子能科學(xué)研究院,北京 102413)
本文對球床氟鹽冷卻高溫堆堆芯熱工流體現(xiàn)象進行了研究。采用計算流體動力學(xué)(CFD)方法進行了三維建模和計算,得到了燃料元件球表面溫度分布和堆芯冷卻劑速度場、溫度場和壓力的分布,驗證了穩(wěn)態(tài)工況下氟鹽對堆芯的冷卻能力,分析了氟鹽的特殊熱工流體力學(xué)性質(zhì)對堆芯安全的影響,結(jié)果可用于球床氟鹽冷卻高溫堆的初步設(shè)計。
球床;熔鹽堆;計算流體動力學(xué)
21世紀(jì)以來,熔鹽堆逐漸成為下一代核能技術(shù)發(fā)展的熱點之一。在美國,以橡樹嶺國家實驗室(ORNL)、麻省理工學(xué)院(MIT)、加州大學(xué)伯克利分校(UC Berkeley)等為代表的研究機構(gòu),在熔鹽堆的基礎(chǔ)上,吸收鈉冷快堆、高溫氣冷堆、超臨界水堆等技術(shù)的優(yōu)點,提出了氟鹽冷卻高溫堆(FHR)的概念,也稱固態(tài)燃料熔鹽堆[1],相比于壓水堆,F(xiàn)HR有更寬的堆芯融化安全裕量,相比于高溫氣冷堆,則有更高的功率密度。因此,世界其他國家,如歐洲各國、日本、俄羅斯等也開展了各自的熔鹽堆計劃。2011年,中國科學(xué)院啟動了“未來先進核裂變能——釷基熔鹽核能系統(tǒng)(TMSR)”戰(zhàn)略性先導(dǎo)專項,近期計劃建造和運行2MW釷基熔鹽研究堆(包括2MW固態(tài)燃料釷基熔鹽研究堆和2MW液態(tài)燃料釷基熔鹽研究堆),前期在已有壓水堆、高溫氣冷堆、鈉冷池式快堆等較成熟堆型設(shè)計技術(shù)發(fā)展的基礎(chǔ)上,考慮發(fā)展2MW球床釷基熔鹽實驗堆(固體燃料球床氟鹽冷卻高溫反應(yīng)堆,簡稱PB-FHR)。由于PB-FHR屬于第四代新型反應(yīng)堆,在之前尚未有過已建成的實驗堆,因此有必要對建設(shè)PB-FHR的技術(shù)需求及解決方案進行一系列分析。模塊化球床式氟鹽冷卻高溫堆使用球形燃料元件,以石墨為基體,含有包覆燃料顆粒的燃料球在反應(yīng)堆冷卻劑中堆積,熔鹽作為冷卻劑。反應(yīng)堆系統(tǒng)包括堆芯、一回路和中間回路、功率轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)等,充分借鑒了高溫氣冷堆、池式液態(tài)金屬快堆等具有時間運行經(jīng)驗的四代反應(yīng)堆設(shè)計經(jīng)驗,形成了新型、具有非能動安全特性的反應(yīng)堆系統(tǒng)。球床堆芯的設(shè)計將使氟鹽冷卻劑在通過堆芯時產(chǎn)生較強的橫流、繞流等效應(yīng),成為PB-FHR特殊的熱工流體問題,本文對PB-FHR熱工流體行為進行模擬和分析。利用計算流體動力學(xué)(CFD)軟件對球床熔鹽堆堆芯進行三維建模和網(wǎng)格劃分,并選取適當(dāng)?shù)臄?shù)學(xué)物理模型及邊界條件進行數(shù)值計算,對堆芯內(nèi)冷卻劑熱工水力特性進行初步研究。
1.1 熔融氟化物冷卻劑的傳熱特性
PB-FHR反應(yīng)堆冷卻劑采用熔融氟化物,工作溫度約600℃,并需在事故工況下形成足夠流量的自然循環(huán)以帶出堆芯余熱,因此PBFHR反應(yīng)堆冷卻劑需有較好的傳熱和運動性質(zhì)[2]。在高溫下,流體的導(dǎo)熱性、輻射換熱和對流性質(zhì)的計算對固體球床式堆芯的換熱能力分析均有較大影響。如圖1所示,熔鹽堆堆芯高約4.7m,其中活性區(qū)高約2m,活性區(qū)外側(cè)設(shè)置石墨反射層及控制棒孔道,中心預(yù)留冷卻劑通道以加強換熱和引入應(yīng)急停堆負反應(yīng)性。對高溫熔融氟化物不同于其他冷卻劑的傳熱特性的研究是建立PB-FHR安全分析方法和計算模型的關(guān)鍵。
圖1 熔鹽堆堆芯示意圖Fig.1 Scheme of molten salt reactor core
PB-FHR一回路采用氟化物單一介質(zhì)7Li2BeF4(亦稱FLiBe)作為冷卻劑,氟化物具有相對較高的Pr,使堆內(nèi)流動、傳熱性質(zhì)與傳統(tǒng)壓水堆不同,采用傳統(tǒng)系統(tǒng)分析程序進行分析時,應(yīng)考慮Pr、傳熱、密度、比熱等參數(shù)不同導(dǎo)致的偏差。各種類型反應(yīng)堆冷卻劑在工作溫度下的性質(zhì)參數(shù)列于表1。
表1 各種類型反應(yīng)堆冷卻劑在工作溫度下的性質(zhì)參數(shù)[3]Table 1 Parameter of coolant for different types of reactors under operational condition[3]
從表1可看出,F(xiàn)LiBe導(dǎo)熱率大于水,且黏度高,使FLiBe成為較特殊的高Pr反應(yīng)堆冷卻劑,而以往進行反應(yīng)堆安全分析時的計算對象一般是中等Pr的水、氦氣或低Pr的液態(tài)鈉。同時,F(xiàn)LiBe導(dǎo)熱系數(shù)高于水,表明其表面?zhèn)鳠崮芰^好,而其高Pr的性質(zhì),決定其熱邊界層將明顯較流動邊界層厚。因此,在相對較低雷諾數(shù)的區(qū)域內(nèi),F(xiàn)LiBe也可能產(chǎn)生較明顯的對流傳熱現(xiàn)象。考慮到這些問題對PB-FHR反應(yīng)堆安全問題的明顯影響,采用CFD方法對球床熔鹽堆芯進行三維模擬是合適的,可加強設(shè)計和分析者對熔鹽堆傳熱現(xiàn)象的理解,同時在預(yù)先理論分析的基礎(chǔ)上,進行大量的熱工流體力學(xué)試驗將是必不可少的安全分析手段。
1.2 三維堆芯CFD模型的建立
CFD程序具有強大的三維、瞬態(tài)數(shù)值計算能力,對于反應(yīng)堆局部流場和部件的模擬可達到較精確的程度。采用計算流體動力學(xué)技術(shù)對堆芯區(qū)域進行三維模擬,為提高計算效率,根據(jù)球床堆芯的周向?qū)ΨQ性,選取周向1個燃料球及其周圍冷卻劑通道區(qū)域進行詳細模擬,計算模型采用簡化的假設(shè)堆積模式,即中心對稱的結(jié)構(gòu)(圖2),Lathouwers和李健等[4-5]分別對球床堆積模式進行了實驗分析,結(jié)果表明,不同的堆積模式對流動阻力的影響存在一定差異但趨勢一致,在PB-FHR反應(yīng)堆運行參數(shù)范圍內(nèi),中心對稱模式可滿足堆芯阻力特性計算精度要求。PB-FHR堆芯設(shè)計參考了由ORNL提出的熔鹽冷卻實驗堆(MSRE)概念設(shè)計[6],其燃料球直徑為60mm,單球最大功率為240W,冷卻劑在燃料球的間隙中自下向上流動,入口速度為0.043m/s,入口溫度為600℃,冷卻劑的熱工參數(shù)可見表1。液態(tài)熔鹽的物性參數(shù)采用以下公式計算:
圖2 計算模型的網(wǎng)格結(jié)構(gòu)Fig.2 Mesh structure of calculation model
式中:TF為動力黏度,kg/(m·s);下標(biāo)F表示流體[7]。
因此以雷諾平均N-S方程為基礎(chǔ)進行模擬,欲使其封閉,須構(gòu)建一湍流模型,引入k-ε方程,相應(yīng)的控制方程[8]如下。
連續(xù)方程:
動量方程:
k-ε方程:
式中:Sm為源項;u為流速;λ為導(dǎo)熱系數(shù);k、ε分別為湍動能和湍流耗散率;f為阻力;p為壓力;Pt為湍動能生成項;μt為湍流黏性系數(shù)。根據(jù)冷卻劑的性質(zhì),模型常數(shù)分別為:Cξ1=1.44,Cξ2=1.92,Cμ=0.09,σk=1.0,σε=1.3。
通過CFD數(shù)值計算,得到了球床堆芯區(qū)域在穩(wěn)態(tài)工況下的熱工流體行為。首先,在燃料球間冷卻劑流道的平均壓力從入口到出口逐漸減小,存在一定壓降。冷卻劑相對壓力分布示于圖3。通道壓力和速度分布示于圖4。由圖3、4可知,冷卻劑在流過燃料球表面時在高度方向上會產(chǎn)生一定程度的周期性壓力波動,這是球床式堆芯特有的現(xiàn)象,并且在液態(tài)氟化物冷卻劑中表現(xiàn)明顯,其主要原因是流體通過截面面積受燃料球擠壓不斷發(fā)生周期性的壓力變化,并受沿程阻力的影響,產(chǎn)生一定的衰減。計算結(jié)果也表明,堆芯壓力周期性變化的波長約為60mm,與燃料球的直徑基本一致。
圖3 冷卻劑相對壓力分布Fig.3 Relative pressure distribution of coolant
圖4 通道壓力和速度分布Fig.4 Pressure and velocity distributions of fluid channel
由圖4可知,在當(dāng)前堆芯流量下,速度峰值出現(xiàn)在燃料球間的接觸點附近區(qū)域,并在尾端形成渦流區(qū),導(dǎo)致此處換熱效果下降,形成局部高溫區(qū)(圖5),最高溫度出現(xiàn)在燃料球接觸點位置附近,此處流體流動速度非常低,處于黏滯狀態(tài),燃料球內(nèi)部發(fā)熱基本靠導(dǎo)熱方式傳出,最低局部熱流密度為4 550W/m2;但繞過接觸點后,由于間隙處形成類似于擴壓管的結(jié)構(gòu),燃料元件外表面的流體壓力在該處達到最小值,速度達到最大值,對流換熱效果明顯增強,達8 720W/m2,有利于間隙處流體對熱源的冷卻。由于接觸點在球床式堆芯內(nèi)所占體積比例很小,堆芯內(nèi)部流場主要是以燃料球間隙流動為主,球床堆芯的冷卻劑通道能保證有效的熱量導(dǎo)出功能。同時,由于接觸點的存在,該區(qū)域附近存在一定程度的溫度和壓力的擾動。整體上看,球床堆芯的布置使流場充分?jǐn)嚮?,模擬的四排燃料球布置可使流過的冷卻劑得到50℃左右的溫升。
圖5 通道溫度場分布Fig.5 Temperature field distribution of fluid channel
PB-FHR作為一種處于初步設(shè)計狀態(tài)的反應(yīng)堆堆型,專用的計算分析軟件比較缺乏,隨著設(shè)計的進一步完善,針對固態(tài)燃料熔鹽研究堆的安全分析方法和分析軟件的研究將得到更深入的發(fā)展和提高。通過對堆芯簡化模型的CFD數(shù)值計算,根據(jù)球床氟鹽高溫堆內(nèi)熱工流體行為的發(fā)展趨勢,可得到以下結(jié)論。
1)PB-FHR堆芯的布置方式和熔融氟化物較高的黏度使堆芯產(chǎn)生一定程度的壓力損失,對熔融氟化物冷卻劑的驅(qū)動方式提出了一定的要求。
2)由于接觸點區(qū)域?qū)鋮s劑的流動存在阻力而形成渦流,使對流換熱的狀況變壞,在接觸區(qū)域附近出現(xiàn)局部熱點,導(dǎo)致燃料球表面產(chǎn)生一定的溫差。
3)熔融氟化物作為反應(yīng)堆冷卻劑,在熱工流體性質(zhì)上具有與其他反應(yīng)堆型不同的特點,這些差別將影響傳統(tǒng)反應(yīng)堆分析手段在熔鹽堆上的應(yīng)用,在初步預(yù)計的基礎(chǔ)上,須采用理論分析與實驗驗證相結(jié)合的方法進行軟件適應(yīng)性改進。
[1] KINDT T,HAQUE H.Recriticality of the HTR-module power reactor after hypothetical accidents[J].Nuclear Engineering and Design,1992,137:107-114.
[2] KRAMER K J,LATKOWSKI J F,ABBOTT R P,et al.Neutron transport and nuclear burnup analysis for the laser inertial confinement fusion fission energy(LIFE)engine[J].Fusion Science and Technology,2009,56(2):625-631.
[3] KRAMER K J.Laser inertial fusion-based energy:Neutronic design aspects of a hybrid fusionfission nuclear energy system[R].Berkeley:University of California,2010.
[4] LATHOUWERS D,BELLAN J.Modeling of dense gas-solid reactive mixtures applied to biomass pyrolysis in a fluidized bed[J].Int J Multiphase Flow,2001,27:2 155-2 160.
[5] 李健,宋小明,魯劍超,等.基于有序堆積球床的單相阻力特性實驗研究與數(shù)值模擬[J].原子能科學(xué)技術(shù),2012,46(增刊):807-810.
LI Jian,SONG Xiaoming,LU Jianchao,et al.Experimental research and numerical simulation on single phase flow resistance characteristics of orderly packed bed[J].Atomic Energy Science and Technology,2012,46(Suppl.):807-810(in Chinese).
[6] ROSENTHAL M W,KASTEN P R.Moltensalt reactors:History,states,and potential[J].Nuclear Application &Technology,1970,8(2):107-117.
[7] 彭傳新,閆曉,彭勁楓,等.基于CATHARE程序的熔鹽堆熱工物理耦合模擬計算[J].核動力工程,2013,34(4):17-19.
PENG Chuanxin,YAN Xiao,PENG Jinfeng,et al.CATHARE simulation on coupled neutronics/thermal-hydraulics of molten salt reactor(MSR)[J].Nuclear Power Engineering,2013,34(4):17-19(in Chinese).
[8] LAUFER M R,BICKEL J E,PETERSON P F.Status update:Pebble insertion and extraction methods for a pebble bed salt cooled reactor using surrogate materials[R].Berkeley,US:Department of Nuclear Engineering,2010.
Thermal-hydraulic Simulation for Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor Core
WANG Gui-min1,LI Wei-wei1,LI Ning2,HAN Shan-biao1
(1.Nuclear and Radiation Safety Center,Ministry of Environmental Protection,Beijing100082,China;2.China Institute of Atomic Energy,Beijing102413,China)
The thermal fluid phenomena of the core of the pebble bed fluoride salt-cooled high-temperature reactor were researched.By using the CFD method for 3Dmodeling and computing,the pebble surface temperature distribution of the fuel,and the velocity field,the temperature field and the pressure distribution of the coolant of the reactor core were gotten.The capacity of the fluoride salt to cool reactor core in the steady condition was verified,and the influence of the special thermo-fluid mechanics property for the fluoride salt on core safety was analyzed.The results can be used in the primary design for fluoride salt-cooled high-temperature reactor.
pebble bed;molten salt reactor;computational fluid dynamics
TL331
:A
:1000-6931(2015)04-0629-05
10.7538/yzk.2015.49.04.0629
2014-01-16;
2014-04-14
王桂敏(1982—),女,山西運城人,工程師,碩士,反應(yīng)堆控制專業(yè)