基于Fluent程序的AP1000堆芯組件熱工水力計算與分析

喬雪冬，畢金生，賈 斌，李遠山，靖劍平，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100145)

基于Fluent程序的AP1000堆芯組件熱工水力計算與分析

喬雪冬，畢金生，賈 斌，李遠山，靖劍平，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100145)

本文利用計算流體力學程序Fluent對AP1000反應堆組件穩態運行時的內部溫度場和速度場的分布情況進行模擬計算，研究格架對流動的影響及計算在不同模型下格架的阻力系數，并將Fluent與VIPRE-W的計算結果進行對比，以驗證Fluent程序在計算堆芯組件時的準確性。

AP1000；堆芯組件；熱工；格架

AP1000反應堆燃料組件在傳統壓水堆組件設計的基礎上，結構、布局和可燃毒物布置等方面做了較大改進，采用R型攪混翼增強了冷卻劑通道間的攪混程度，西屋公司通過一系列試驗證明了該組件設計的可靠性和安全性，采用THINC程序對冷卻劑經過攪混的狀態進行計算和預測，給出了堆芯子通道的熱擴散因子的推薦值[1]。還利用VIPRE-W程序對17×17堆芯結構進行了熱工計算，經過與試驗數據對比，VIPRE-W程序被證明可以用來準確計算和預測AP1000堆芯的各種熱工水力現象，其計算結果應用于AP1000的安全分析和評價[2]。VIPRE-W程序基于子通道模型分析的方法將分析對象分為數量較為有限的計算節點，并大量采用經驗參數，對于格架、攪混翼周圍局部流場的計算不詳細，采用通用三維計算流體力學程序Fluent對AP1000堆芯組件進行分析，將在一定程度上彌補子通道分析程序的不足。

本文以1/8燃料組件為研究對象，利用Fluent程序三維模擬計算，與VIPRE-W的計算結果進行對比，研究組件內部流體的溫度場和在格架交混影響下的流場分布等其他參數的變化情況。

1 AP1000堆芯組件結構與分析模型的建立

AP1000堆芯(見圖1)是由規定數目的燃料棒組成，這些燃料棒用定位格架和頂部與底部固定件裝配成燃料棒束。燃料棒則是由二氧化鈾燃料芯塊封裝在圓柱形的鋯基合金管內構成，燃料棒束按近似正圓柱體模式進行布置。每盒燃料組件按17×17的方陣排列，由264根燃料棒、24根控制棒導向管和1根堆內測量儀表管組成。儀表管位于燃料組件的中心位置，當燃料組件處在堆芯探測區域時，儀表管可為堆芯中子探測器提供插入通道。導向管是燃料組件的結構部件，可為中子吸收棒、可燃毒物棒、中子源棒或其他組件提供插入通道。燃料棒在燃料組件中由14層結構格架(包括頂部格架、底部格架、8層中間格架和4層中間攪混格架)及1層保護格架進行支承。每個格架柵元內的剛凸和彈簧為每根燃料棒提供6點接觸支承。條帶包含有彈簧、剛凸和攪混翼或任何三者的組合。在AP1000燃料組件中有兩類結構格架。一種格架具有從條帶邊緣凸起彎入冷卻劑流道中的攪混翼，被用在燃料組件的高熱流區域以促進冷卻劑的混合。另一種格架位于燃料組件的頂部和底部，在條帶上沒有攪混翼。在格架的固板上設有攪混翼，除了具有攪混功能外，還能在進行吊裝或堆芯加載和卸載時，為格架和燃料組件互相經過突出表面時提供導向作用[3]。

圖1 堆芯組件及支承結構Fig.1 Core assembly and support structure

對組件進行建模時對幾何模型做了以下處理：對于燃料組件，由于其內部存在結構復雜的格架，因此主要采用幾何適應性好的非結構化網格。由于格架部分結構復雜，且冷卻劑流動變化比較劇烈，在格架與攪混翼處進行局部加密處理，以獲得較好的計算結果。

2 參數及邊界條件設置

穩態時，假設堆芯軸向功率分布為余弦分布，徑向為貝塞爾函數分布。在組件側面位置，與相鄰子通道之間存在橫向流動，而且它們之間的橫向流動是相互的，可設置為對稱性邊界條件。在Fluent程序計算時，由于堆芯功率分布不均勻，不能直接在邊界條件中定義，需要編寫用戶自定義功能文件(UDF)來確定功率的分布情況。

格架是堆芯中引起流道阻力的最重要因素，不同結構的格架，阻力特性上也不同，在熱工水力計算中需要進行重點模擬和分析。Fluent程序中，阻力是由Roughness Height 和Roughness Constant等參數模擬計算的，滿足如下關系式[4]：

其中，up為平行于壁面的速度，yp為距離壁面的高度，K為von Kármán常數，一般取0.4187，E取9.793。fr表示表面粗糙度造成的阻力效應，Cμ為常數，在一般標準兩方程湍流模型中取0.09。τw為切向應力，Pa。k為單位動能，J/kg。根據壁面光滑程度的不同，當Ks為實際當地粗糙長度時，定義一個代表壁面粗糙度的無量綱系數：

fr采取不同的表達形式[5]：

3 計算結果

3.1 組件溫度場分析

在軸向方向提取溫度分布的計算結果，經過面平均處理得到出口平均溫度與VIPRE-W計算結果進行比較，如圖2所示，在穩態運行時，VIPRE-W和Fluent計算的組件出口平均溫度分別為596.84K和597.185K，誤差小于1%。

圖2 溫度沿軸向變化曲線Fig.2 Axial Temperature curve

由圖2可知，同子通道程序相比，Fluent模型的溫升趨勢和相同截面上的溫度都符合的較好，在軸向高度的中間位置，由于熱流密度比較大，因而其溫升相對很大，兩端的熱流密度較小，溫度的變化趨勢也相對較小。在堆芯模型活性段高度方向上平均截取8個平面進行比較，可觀察到冷卻劑溫度從低到高被逐漸加熱的過程(見圖3)。

控制棒附近的溫度一直處于比較低的水平，但隨著軸向高度的增加，這種差異越來越不明顯，接近出口處的溫度分布比較均勻，說明由于軸向格架的存在，使得冷熱工質交混比較充分。

通過VIPRE-W的計算，可以確定MDNBR發生的位置，再與Fluent程序計算出的當地實際熱流密度比較，可得出其值為2.48，對應的軸向高度為2.240m，在軸向的臨界熱流密度以及DNBR的變化值如圖4所示。

可以發現最小DNBR值既不是發生在燃料元件最大表面熱流密度處，也不是發生在燃料元件冷卻劑通道出口處，而是發生在最大熱流密度略微靠后的位置上，造成這一現象的原因是燃料元件釋熱率沿軸向的分布不均勻，而冷卻劑焓又沿著通道軸向越來越高，兩者共同作用導致了該現象。

3.2 組件流場分析

組件內流速分布受格架影響較大，格架使冷卻劑在棒束通道內的流動存在強烈的交混效應。交混效應使得冷卻劑在子通道之間存在橫向流，加強了各子通道間的對流換熱。圖5顯示通道內平均速度不斷上升，這是因為冷卻劑溫度上升密度減小，相同質量流速的情況下，流速會不斷增大。

經過格架后的冷卻劑有很強的橫向流動，冷卻劑在橫向有很大的動能，可維持流體在子通道之間的交混流動；之后，隨著流動的繼續，冷卻劑由于黏滯阻力而損耗的能量也在不斷增加，使得流體的自身能量降低，使子通道間的橫向交混逐漸減弱，開始在子通道內形成漩渦。交混流動減弱不利于燃料棒表面的對流換熱，所以在整個堆芯高度上，需要在特定的高度上安裝格架，這樣一方面可以固定燃料棒，另一面可以加強通道間的交混以利于傳熱。

速度矢量圖如圖6所示，子通道間的橫向交混運動得到了加強，并在棒間形成較為穩定的橫向旋渦流動。計算結果表明，旋渦流動方向與攪混翼葉片的旋轉方向一致。從換熱角度來說，橫向流動加強了燃料包殼外表面對流換熱效果，有利于堆芯熱量的傳遞。

圖3 溫度軸向不同橫截面變化圖Fig.3 Axial temperature distribution on deferent cross sections

圖4 DNBR及臨界熱流密度沿軸向變化圖Fig.4 Axial distribution of DNBR and CHF

圖5 沿軸向不同截面速度云圖Fig.5 Axial cloud distribution of velocity on deferent cross sections

圖6 不同截面橫向速度矢量圖Fig.6 Axial vector distribution of velocity on deferent cross sections

3.3 定位格架阻力特性分析

在Fluent程序中，需要在監視器中添加阻力監視器來監視物體的受力情況，計算如式如下式所示：

式中的流體密度、參考速度和面積A都是在參考值設置對話框內確定的。選用湍流模型中的k-w模型和k-e模型，由上式得到格架在相應位置的阻力系數，與VIPRE-W阻力系數進行對比，如表1所示。

不同模型下計算所得到的阻力系數與額定值相差較大，而k-w模型與k-e模型計算出的阻力系數基本一致。差異的主要原因是程序采用的經驗參數不同，從試驗驗證的角度來說，子通道計算程序VIPRE-W所采用的經驗參數是來自經確認的試驗臺架或反應堆運行數據，對堆芯組件的計算更具有適用性；而Fluent程序模型參數大多來自通用熱工水力學實驗和公式，因此對于堆芯組件這種特殊結構的計算誤差較大。但從結果對比來看，對于同一種格架結構，Fluent的計算誤差基本一致，說明其計算結果合理，誤差可通過引入修正因子的方法消除。同時，不同的湍流模型對阻力系數的計算結果差別不大(見圖7)。

表1 阻力系數計算結果的對比

圖7 格架阻力系數Fig.7 Grids’ resistance coefficient

4 結論

在針對八分之一組件開展的穩態計算中，Fluent程序和VIPRE-W程序在計算通道內軸向溫度分布時的結果比較接近，說明Fluent程序建立的三維模型在計算三維組件溫度分布時具有較高的可靠性；在計算三維流場時，Fluent程序模型顯示組件格架攪混葉片使得冷熱工質在流動過程中進行了充分的混合，并且橫向流動強度逐漸減弱，在最后形成子通道內的旋渦流。

在進行堆芯熱工計算時需通過與子通道軟件的配合使用，可使計算效率得到提高。一方面，VIPRE-W程序能夠快速得到堆芯和組件內的溫度分布，準確的定位最熱組件和通道等；另一方面，改進后的Fluent程序計算模型能夠在三維空間對局部細節參數進行計算，并能夠精確得到組件內部具體某一位置的相關參數。

通過Fluent程序與VIPRE-W程序的結合使用，既能得到全面直觀的三維結果和局部熱工流體特征，又能快速有效的得出DNBR以及燃料棒內部溫度的分布情況。

[1] Westinghouse LLC. Westinghouse AP1000 Design Control Document REV17[R]. Westinghouse Electric Company LLC，2008.

[2] NRC. Final Safety Evaluation Report：Related to certification of the AP1000 standard design[R]. US：NRC，2004.

[3] 林誠格，郁祖盛，歐陽予.非能動安全先進壓水堆核電技術[M].北京：原子能出版社，2010.

[4] A. Karvinen，H. Ahlstedt.Comparison of Turbulence Models in Case of Jet in Crossflow Using Commercial CF Code[M].2005：399-408.

[5] T. Kim，H.A.Dwyer，A.Cheer，et al. Computational Fluid Dynamics 2008[M].2009.

Thermohydrodynamic calculation and analysis for AP1000 Reactor Core Assembly based on the code of Fluent

QIAO Xue-dong，BI Jin-sheng,JIA Bin, LI Yuan-shan，JING Jian-ping，ZHANG Chun-ming
(Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100145)

The temperature and velocity distribution of AP1000 reactor core assembly was modeled and calculated by the CFD code of Fluent in this paper. The influence of grid to flow was studied and the flow resistance coefficient was calculated. The veracity for the code of Fluent applying on the fuel assembly was testified by comparing with the code of VIPRE-W.

AP1000；Core assembly；Thermohydrodynamic；Grid

2016-03-11

大型先進壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項：CAP1400安全審評關鍵技術研究(2013ZX06002001)

喬雪冬(1979—)，男，內蒙古呼倫貝爾人，博士，核反應堆熱工水力與安全分析專業

靖劍平:jingjianping@chinansc.cn

TL33

A

0258-0918(2016)04-0476-06