蘇子威,周 濤,鄒文重,霍啟軍
(1.華北電力大學 核熱工安全與標準化研究所,北京 102206;2.中國核電工程有限公司,北京 100840)
加速器驅動的次臨界系統(ADS)為嬗變高放廢物提供了一條潔凈、安全的途徑,是核電產業實現可持續發展的重要環節。液態鉛鉍合金(LBE)是ADS重要的散裂靶材料和冷卻劑候選材料[1-2],其物理化學性質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,國際上對ADS進行實驗研究的國家還不多,只有韓國、印度、意大利、美國等幾個國家擁有較完整的實驗臺架[5-8],國內已開始了ADS實驗臺架的設計與搭建。研究內容主要集中在材料[3,9]、物性[10-12]、傳熱[4,13-15]、注氣自然循環[16-18]方面。同時,大流模擬與直接模擬方法研究鉛鉍流體低普朗特數下傳熱是較好的模擬形式[19-20]。然而,針對鉛鉍自然循環工況下的熱分層現象還未見文獻報道。
鉛鉍自然循環工況下的熱分層會使管壁在徑向、周向及軸向產生巨大的熱應力,對管道系統的結構完整性造成嚴重威脅。因此,本工作采用CFD軟件ANSYS_FLUENT對鉛鉍自然循環熱分層現象進行3D全尺寸數值模擬,對保障整個ADS的安全,促進ADS進一步完善,尤其是對我國發展新型更安全、更高效的先進堆型具有重要意義。

圖1 ADS原理示意圖
ADS的原理如圖1所示。由圖1可知,ADS以加速器產生的質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,再通過核內級聯和核外級聯產生中子,為次臨界堆提供外源中子,以維持其鏈式反應,通過裂變反應將錒系核素和長壽命裂變產物嬗變為短壽命或穩定核素。冷卻劑(LBE)再將次臨界堆裂變產生的熱量傳遞至二次側系統,進行循環導熱,產生的熱量可供發電。
自然循環是指在閉合回路內依靠熱段和冷段的流體密度差所產生的驅動壓頭來實現流動循環。自然循環系統在很多工業領域均有應用,特別是在核能利用方面,它不僅可作為核反應堆發生事故后的重要冷卻手段,還可作為核反應堆的一種主要循環冷卻方式,減少系統對外界電源的依賴,提高核反應堆運行的可靠性和安全性。
無論工質是水還是LBE,產生自然循環的原理相同。但對于LBE,需要更大的加熱功率,才可以產生足夠的驅動壓頭。為研究LBE自然循環熱分層現象,設計搭建了一種LBE的自然循環回路,如圖2所示。

圖2 LBE自然循環實驗臺架
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。
以圖2所示鉛鉍合金自然循環實驗臺架為物理模型,選取寬度為500 mm、高度為1 000 mm的三維管道回路為幾何結構,如圖3所示。
對于鉛鉍合金自然循環,熱分層現象發生與否取決于流體浮力和慣性力比值的相對大小,即無量綱理查森數Ri。浮力越大、慣性力越小,就越易出現熱分層[21]。Ri的定義式如下:
(1)
(2)
(3)
其中:Gr為格拉曉夫數,表征浮力的大小;Re為雷諾數,表征流體慣性力的大小;g為重力加速度,m/s2;αv為流體的體脹系數,1/K;ΔT為冷熱流體溫差,K;l為管道內徑,m;u為流體速度,m/s;ν為黏度。
綠色勘查是綠色發展理念在地質勘查領域的具體實踐,是基于符合環保要求達到找礦效果的一種勘查新措施或新方法。2015年8月,中國礦業報在“走基層”活動中,發現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理念后,得到了原國土資源部地勘司的高度重視。地勘司深入青海進行調研后,形成的調研報告得到了部領導的肯定和批示,綠色勘查由此正式被列為原國土資源部的一項重要工作,開始在全國推廣。

圖3 鉛鉍合金自然循環回路幾何模型
當Ri>1時,熱分層開始出現[22],Ri越大,熱分層越穩定。
對圖3所示自然循環回路幾何模型進行網格劃分,局部回路的網格劃分如圖4所示。
為提高網格質量,采用整體劃分網格的方法共生成Tetra/mixed網格257 153個,具有良好的網格獨立性。落在網格質量參數0.5~1間的網格數量達70%以上,網格質量很高。采用SIMPLE算法求解離散方程,采用二階迎風提高計算精確度,運用能量方程,考慮重力因素。
1) 物性方程
考慮到熱分層判斷準則,計算時將鉛鉍合金密度隨溫度的變化進行函數擬合,其他參數(比熱容、熱導率、黏度等)則按常物性方法[10]設定。

圖4 局部回路網格劃分
2) 湍流模型
以Boussinesq假設為基礎,湍流模型使用考慮浮升力的標準k-ε兩方程模型的湍流基本方程組。
1) 流速分布
基于給定的計算條件,對圖3所示幾何模型進行模擬,實現了液態鉛鉍合金的自然循環流動。達到穩態后,回路截面的流速分布如圖5所示。
由圖5可知:在整個鉛鉍合金自然循環回路中,整體流速基本相同;在回路彎管處,速度較大;在回路彎管處,由于流動慣性與離心力的影響,二次流現象較明顯。根據模擬結果計算得出,鉛鉍自然循環回路在穩態工況下Ri=1.92,流動會出現穩定熱分層。
2) 溫度分布
鉛鉍合金自然循環達到穩態后,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 鉛鉍自然循環溫度分布
由圖6可知:鉛鉍合金自然循環中,熱分層最嚴重的區域存在于變溫段,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;在上、下管段(預冷段、預熱段),熱分層呈上、下分層狀態;由于液體混合與擾動,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,預冷段、冷卻段、預熱段、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)中心線流速分布對比示于圖7?;芈窚囟确植紝Ρ仁居趫D8。
由圖7、8可見:在較大回路溫差條件下,鉛鉍合金自然循環流速提高;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的管道流速分布對比示于圖9,回路溫度分布對比示于圖10。

圖7 左管段中心線流速分布對比
由圖9、10可見:管徑為20 mm時管道流速平均值為0.5 m/s,管徑為30 mm時為0.38 m/s。管徑變大時,鉛鉍自然循環流速降低,上升段、下降段溫度差值減小,熱分層現象得到明顯緩解。

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
結合圖6~10可見:在鉛鉍合金自然循環工況下,較小回路溫差及較大管徑均會造成鉛鉍合金流速降低;隨著流速的降低,上升段、下降段區域沿流動方向熱分層現象趨于消失;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。
通過對ADS鉛鉍合金自然循環熱分層現象進行分析研究,得出如下結論。
1) 鉛鉍合金自然循環中,回路整體流速變化不大,有二次流現象;熱分層最嚴重的區域存在于變溫段;在左、右管段,熱分層呈左、右分層狀態;在上、下管段,熱分層呈上、下分層狀態。
2) 在較大回路溫差條件下,鉛鉍合金自然循環流速提高;熱分層分布基本沒有改變,截面溫差稍有提升,形成的熱分層現象較明顯。
3) 在較大管徑條件下,鉛鉍合金自然循環流速降低;上升段、下降段溫差減小,熱分層現象不明顯。
4) 在較低流速條件下,上升段、下降段區域沿流動方向熱分層現象趨于消失;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:
[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. 液態鉛秘回路設計研制與材料腐蝕實驗初步研究[J]. 核科學與工程,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,劉夢影,等. 液態鉛鉍合金物性研究[J].核技術,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. 液態金屬鎵自然對流換熱數值模擬[J]. 哈爾濱工業大學學報,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. 液態鉛鉍氧濃度測量技術初步研究[J]. 核科學與工程,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] 劉夢影. 鉛鉍自然循環流動傳熱研究[D]. 北京:華北電力大學,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. 壓水堆穩壓器波動管熱分層現象的流固耦合傳熱數值模擬[J]. 中國電機工程學報,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. 穩壓器波動管熱分層分析[J]. 核動力工程,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).