張 盼，李聰新，溫麗晶，胡 健，劉宇生

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心, 北京 100082)

壓力容器外部冷卻系統(tǒng)流道結(jié)構(gòu)和流動參數(shù)對流場的影響分析

張 盼，李聰新，溫麗晶，胡 健，劉宇生

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心, 北京 100082)

壓力容器外部冷卻系統(tǒng)是發(fā)生堆芯熔化嚴重事故之后為防止事故進一步惡化熔穿壓力容器下封頭而設(shè)置的重要安全系統(tǒng)。文章采用CFD軟件針對第三代壓水堆核電技術(shù)的壓力容器下封頭外部冷卻系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)特點和運行模式進行建模，研究嚴重事故工況下不同入口流量和流道間隙對壓力容器外部冷卻系統(tǒng)的流動和傳熱特性的影響。研究表明入口流量越大，流體的平均溫度越低，但流場的分布趨勢是一致的；在流道的中下部區(qū)域，流體溫度變化不明顯，在流道的中上部區(qū)域，溫度變化明顯，徑向溫度梯度很大；流道間隙越大，流體的平均溫度越低；流道間隙越窄，局部換熱會強化，但流道的阻力會增加，流道結(jié)構(gòu)設(shè)計的優(yōu)化有利于提高壓力容器下封頭的安全裕度。

嚴重事故；壓力容器；外部冷卻系統(tǒng)；數(shù)值模擬

繼美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利事故之后，日本福島核電站再次發(fā)生了嚴重事故，嚴重事故因此再次受到了業(yè)界的高度重視。對比這三次嚴重事故可以發(fā)現(xiàn)，將堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)，保證反應(yīng)堆壓力容器的完整性，可以極大的緩解嚴重事故的進一步發(fā)展和惡化，減緩放射性的釋放，保證公眾的安全。由此可見，熔融物堆內(nèi)滯留(In-Vessel Retention，簡稱IVR)作為嚴重事故緩解措施之一，可防止堆芯熔融物泄漏到壓力容器外進而威脅安全殼的完整性。為了緩解嚴重事故的后果，中國的第三代先進壓水堆核電技術(shù)均設(shè)置了壓力容器外部冷卻系統(tǒng)，即在壓力容器下封頭外設(shè)計了冷卻劑流道，采用能動或非能動的方式驅(qū)動冷卻劑，帶走壓力容器內(nèi)熔池的熱量。而壓力容器外部冷卻系統(tǒng)的輸熱能力與冷卻劑的流動和傳熱特性密切相關(guān)，同時，“對嚴重事故的緩解措施進行研究，對于提高我國核電廠的設(shè)計和運行安全水平都有著極其重要的作用”[1]。因此，研究影響嚴重事故下壓力容器下封頭外冷卻劑流場的因素是有必要的。

就目前調(diào)研的大量文獻資料發(fā)現(xiàn)，關(guān)于IVR的研究主要集中在以下方面：實驗方面，Tae Il kim利用二維切片試驗裝置研究了提高壓力容器外壁面臨界熱流密度(Critical Heat Flux，簡稱CHF)裕度的策略[2]；李永春、倪亮和唐超力分別研究非加熱條件下流道結(jié)構(gòu)和尺寸對流場的影響[3]、加熱面朝下的自然循環(huán)CHF試驗[4]和非能動試驗裝置的流動特性[5]；利用試驗裝置研究高瑞利數(shù)條件下壓力容器內(nèi)熔池傳熱特性[6]。計算方面，主要是通過嚴重事故軟件計算結(jié)果評價IVR的有效性[7]、嚴重事故下壓力容器內(nèi)熔池分層理論模型的研究[8]及與容器外壁耦合的分層研究[9-10]、采用relap5程序評價堆外冷卻系統(tǒng)的自然循環(huán)能力[11-12]、下封頭外表面保溫材料對IVR能力的影響[13]、利用CFD軟件分析CHF特性[14]等方面。本文針對第三代先進壓水堆核電技術(shù)壓力容器下封頭的結(jié)構(gòu)特性和堆外冷卻系統(tǒng)特點，利用計算流體力學(xué)軟件建立壓力容器下封頭外部流道的二維幾何模型，并定義物理模型，研究堆外冷卻系統(tǒng)在不同流速和不同流道間隙下的流場特性。

1 模型及邊界條件

1.1 數(shù)學(xué)模型

壓力容器下封頭的外部冷卻問題是一個對流傳熱問題，存在湍流流動，因此以N-S方程為基礎(chǔ)進行模擬?？刂品匠倘缦拢?/p>

連續(xù)方程：

(1)

動量方程：

(2)

能量方程：

(3)

上式中：Sm為源項；u為流速；λ為導(dǎo)熱系數(shù)；qr為傳遞的熱量。

計算模型中湍流采用k-ε模型，考慮到流體溫度變化較大，會引起局部密度的變化，采用Bousinessq假設(shè)。

1.2 幾何模型

本文主要研究嚴重事故后期下封頭外部冷卻系統(tǒng)的流場特性，主要針對壓力容器下封頭和保溫層間的流道間隙進行幾何建模?？紤]到壓力容器下封頭和保溫層均是接近半球形的結(jié)構(gòu)，可近似的認為其屬于完全對稱的幾何結(jié)構(gòu)，因此可認為任何通過對稱截面上的流場特性均是一致的?；谝陨匣A(chǔ)，本文建立了一個二維的幾何模型，主要包括下封頭外壁面(加熱壁面)、保溫層內(nèi)壁面和模型的進、出口截面，如圖1所示。冷卻劑流道有兩段0-90°的弧度構(gòu)成，冷卻劑通過入口進入流道，通過兩段圓弧的間隙，完成熱量傳遞，從出口流出。模型結(jié)構(gòu)尺寸參照第三代壓水堆核電技術(shù)的設(shè)計尺寸。

圖1 幾何模型的結(jié)構(gòu)圖Fig.1 The schematic diagram ofgeometric model

1.3 邊界條件

本文主要研究壓力容器外部冷卻系統(tǒng)入口流量和流道間隙對流道流場的影響。外壁面熱流密度根據(jù)以往的實驗和理論研究得出的下封頭外壁面熱流密度隨角度變化的曲線[15]，擬合成二次代數(shù)關(guān)系式(公式1)用于定義下封頭外壁面的熱流密度。

q=0.5384θ2+0.0564θ+0.283

(1)

式中：q為下封頭外壁面的熱流密度，單位MW·m-2；θ是半徑與豎直方向的夾角，單位弧度。

本文進行了5個工況的計算(見表1)，以工況1為基準(zhǔn)工況。在下封頭外壁面給定熱流密度，流道入口邊界給定流量和溫度，流道出口邊界給定壓力，保溫層給定絕熱壁面邊界。

表1 計算工況Table 1 The condition of calculation

2 結(jié)果與分析

2.1 不同入口流量對下封頭外部流動和傳熱特性的影響

圖2、圖3和圖4是入口質(zhì)量流量分別為277 kg·s-1、555 kg·s-1和833 kg·s-1工況下流道內(nèi)的溫度分布云圖。對比這3張溫度分布云圖，可以看出不同流量下流道內(nèi)溫度的分布趨勢是一致的，只是流量越小，溫度越高。因為3種工況下，壁面上熱通量的分布是相同的，而對流換熱系數(shù)和速度有關(guān)，速度越大，對流換熱系數(shù)越大。而壁面熱通量又是對流換熱系數(shù)和溫差的乘積，因此速度越大，溫差越小，在相同入口溫度的情況下，出口的平均溫度越低。同時，還可以看出在流道的中下部區(qū)域溫度變化較小，在上部區(qū)域溫度變化明顯，且靠近壁面的位置溫度較高，沿徑向方向存在較大的溫度梯度。因此，在進行臨界熱流密度方面研究時，重點關(guān)注上部區(qū)域的情況；同時，為了保證壓力容器下封頭的安全，需提供足夠的冷卻水流量。

圖2 工況2下流道內(nèi)溫度分布云圖Fig.2 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.2

圖3 工況1下流道內(nèi)溫度分布云圖Fig.3 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.1

圖4 工況3下流道內(nèi)溫度分布云圖Fig.4 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.3

圖5、圖6和圖7是入口流量分別為277 kg·s-1、555 kg·s-1和833 kg·s-1工況下流道內(nèi)速度分布云圖。對比3張速度云圖可以看出，不同流量下流道內(nèi)的速度分布趨勢完全一致，說明在一定范圍內(nèi)，空間流場的分布只與流道的結(jié)構(gòu)有關(guān)，與速度大小無關(guān)。而流場的分布影響到流體的換熱，因此，流道結(jié)構(gòu)設(shè)計的優(yōu)化能提高冷卻劑的輸熱能力。

圖5 工況2下流道內(nèi)速度分布云圖Fig.5 Thedistribution picture of the velocity in flow channel in condition No.2

圖6 工況1下流道內(nèi)速度分布云圖Fig.6 Thedistribution picture of the velocity in flow channel in condition No.1

圖7 工況3下流道內(nèi)速度分布云圖Fig.7 Thedistribution picture of the velocity in flow channel in condition No.3

2.2 不同流道間隙對下封頭外部流動和傳熱特性的影響

圖8、圖9是流道間隙分別為80 mm和200 mm工況下截面上溫度分布云圖。將圖8、圖9與圖3進行對比，可以看出不同流道間隙下溫度的分布趨勢一致，但流道間隙越窄，出口溫度越高。因為流道越窄，流動損失越大，在出口壓力一致的情況下，流道越窄，入口壓力越大，入口溫度一致，導(dǎo)致入口焓值越大，由于加熱壁面的平均熱通量相同，因此出口焓也越大，出口溫度越高，符合熱力學(xué)規(guī)律，同時，在出口貼近加熱壁面的極小區(qū)域內(nèi)，會產(chǎn)生相變，但主流流體還處于單相狀態(tài)。流道間隙越窄，出口溫度越高，下封頭的安全裕度越小，但流道間隙越大，導(dǎo)致結(jié)構(gòu)的體積越大，因此要選擇合適的流道間隙，既節(jié)約空間，又能保證下封頭有足夠的安全裕度。

圖8 工況4下流道內(nèi)溫度分布云圖Fig.8 Thedistribution picture of the temperature in flow channel in condition No.4

圖9 工況5下流道內(nèi)溫度分布云圖Fig.9 The distribution picture of the temperature in flow channel in condition No.5

圖10、圖11是流道間隙分別為80 mm、200 mm工況下流道內(nèi)的速度分布云圖。將圖10、圖11與圖6進行對比分析可以看出，速度的分布趨勢是一致的，流道的中下部區(qū)域速度分布不均勻，在上部區(qū)域速度分布均勻。同時，也可以看出流道間隙越窄，流速越大，流體在通道內(nèi)變均勻的越快。

圖10 工況4下流道內(nèi)速度分布云圖Fig.10 The distribution picture of the velocity in flow channel in condition No.4

圖11 工況5下流道內(nèi)速度分布云圖Fig.11 The distribution picture of the velocity in flow channel in condition No.5

此外，為了應(yīng)對全廠斷電事故，一些三代核電技術(shù)的堆外冷卻系統(tǒng)采用非能動驅(qū)動，由高度差和冷卻劑的密度差形成自然循環(huán)來載熱，而自然循環(huán)的換熱能力相較于強迫循環(huán)要弱，為了保證盡可能的載出堆芯的衰變熱，需要提高自然循環(huán)流量，就要減小流道的阻力。因此，外部冷卻系統(tǒng)的冷卻劑流道的阻力特性對自然循環(huán)十分重要。通過計算發(fā)現(xiàn)，流道越窄，流動阻力會增加，導(dǎo)致自然循環(huán)流量會減小[12]，因此需要對壓力容器外部冷卻系統(tǒng)流道進行合理的設(shè)計，保證其流動和傳熱特性最優(yōu)化。

3 結(jié)論

本文針對第三代核電技術(shù)的壓力容器下封頭堆外冷卻系統(tǒng)進行建模，研究不同入口流量和不同流道間隙對堆外冷卻系統(tǒng)流動和傳熱特性的影響。在計算的數(shù)據(jù)范圍內(nèi)，得出以下結(jié)論：

(1)在入口流量不同、其它條件相同的情況下，流量越大，流體的平均溫度越低。同時，在流道結(jié)構(gòu)相同的情況下，流場的分布趨勢完全一致，因此流道結(jié)構(gòu)的優(yōu)化設(shè)計有利于流場分布的改善，利于熱量的傳遞，提高壓力容器的安全裕度。

(2)在各工況條件下，流體溫度在流道的中下部區(qū)域，不管是沿流動方向還是徑向方向，溫度變化均不明顯；流體溫度在流道的中上部區(qū)域變化明顯，尤其是徑向溫度梯度很大，因此，開展壓力容器外部冷卻臨界熱流密度研究應(yīng)重點關(guān)注外壁面的上部區(qū)域。

(3)在流道間隙不同、其它條件相同的情況下，流道間隙越寬，流體的平均溫度越低，但流道間隙越大，占的空間越多；流道間隙越窄，流道內(nèi)局部換熱會強化，流體的溫度越高，而且流道越窄，流體的阻力會增加。因此要設(shè)計合適的流道間隙和結(jié)構(gòu)，既能節(jié)約空間，又能保證壓力容器下封頭能夠在能動和非能動驅(qū)動下實現(xiàn)熔融物的堆內(nèi)滯留功能。

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InfluenceAnalysisofFlowChannelStructureandFlowParametersonFlowFieldinExternalCoolingSystemofPressureVessel

ZHANG Pan, LI Congxin, WEN Lijing, HU Jian, LIU Yusheng

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China)

The external cooling system of reactor pressure vessel is an important safety system for preventing further deterioration of the severe accidentto melt the pressure vessel lower headafter the severe accident happens. According to the structural features and operating mode of the pressure vessel external cooling system, the CFD software was used to built model for the third-generation PWR in this article. It studys influence on the flow and heat transfer characteristics of the pressure vessel external cooling system under a severe accident, due to the different inlet flow rate and flow channel gap. It finds that the higher the inlet flow rate, the lower the average temperature of the fluid, but the flow field distribution trends are consistent; in the lower area of the flow path, the fluid temperature did not change significantly, but in the upper area of the flow path, the temperature changes significantly and radial temperature gradient is great; the greater the flow channel gap, the lower the average temperature of the fluid, the narrower the gap of flow channel, the local heat transfer will strengthen, but the resistance will increase.So, the design optimization of flow path will help improving the safety margin of the pressure vessel lower head.

severe accident；reactor vessel；external cooling system；numerical simulation

TL333

：B

：1672- 5360(2017)02- 0011-06

2017- 03- 14

2017- 05- 24

CAP1400核安全監(jiān)管重要試驗驗證，項目編號：2015ZX06002007-003

張盼(1988—)，男，湖北天門人，工程師，碩士，動力工程專業(yè)，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力學(xué)方面的研究工作