球床氟鹽冷卻高溫堆堆芯熱工水力模擬

王桂敏，李煒煒，李 寧，韓善彪

（1.環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國原子能科學研究院，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.環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國原子能科學研究院，北京 102413）

本文對球床氟鹽冷卻高溫堆堆芯熱工流體現象進行了研究。采用計算流體動力學（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，驗證了穩態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性質對堆芯安全的影響，結果可用于球床氟鹽冷卻高溫堆的初步設計。

球床；熔鹽堆；計算流體動力學

21世紀以來，熔鹽堆逐漸成為下一代核能技術發展的熱點之一。在美國，以橡樹嶺國家實驗室（ORNL）、麻省理工學院（MIT）、加州大學伯克利分校（UC Berkeley）等為代表的研究機構，在熔鹽堆的基礎上，吸收鈉冷快堆、高溫氣冷堆、超臨界水堆等技術的優點，提出了氟鹽冷卻高溫堆（FHR）的概念，也稱固態燃料熔鹽堆［1］，相比于壓水堆，FHR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，中國科學院啟動了“未來先進核裂變能——釷基熔鹽核能系統（TMSR）”戰略性先導專項，近期計劃建造和運行2MW釷基熔鹽研究堆（包括2MW固態燃料釷基熔鹽研究堆和2MW液態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計技術發展的基礎上，考慮發展2MW球床釷基熔鹽實驗堆（固體燃料球床氟鹽冷卻高溫反應堆，簡稱PB-FHR）。由于PB-FHR屬于第四代新型反應堆，在之前尚未有過已建成的實驗堆，因此有必要對建設PB-FHR的技術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堆冷卻劑中堆積，熔鹽作為冷卻劑。反應堆系統包括堆芯、一回路和中間回路、功率轉換系統、非能動堆芯冷卻系統等，充分借鑒了高溫氣冷堆、池式液態金屬快堆等具有時間運行經驗的四代反應堆設計經驗，形成了新型、具有非能動安全特性的反應堆系統。球床堆芯的設計將使氟鹽冷卻劑在通過堆芯時產生較強的橫流、繞流等效應，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（CFD）軟件對球床熔鹽堆堆芯進行三維建模和網格劃分，并選取適當的數學物理模型及邊界條件進行數值計算，對堆芯內冷卻劑熱工水力特性進行初步研究。

1 計算模型

1.1 熔融氟化物冷卻劑的傳熱特性

PB-FHR反應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以帶出堆芯余熱，因此PBFHR反應堆冷卻劑需有較好的傳熱和運動性質［2］。在高溫下，流體的導熱性、輻射換熱和對流性質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，其中活性區高約2m，活性區外側設置石墨反射層及控制棒孔道，中心預留冷卻劑通道以加強換熱和引入應急停堆負反應性。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7Li2BeF4（亦稱FLiBe）作為冷卻劑，氟化物具有相對較高的Pr，使堆內流動、傳熱性質與傳統壓水堆不同，采用傳統系統分析程序進行分析時，應考慮Pr、傳熱、密度、比熱等參數不同導致的偏差。各種類型反應堆冷卻劑在工作溫度下的性質參數列于表1。

表1 各種類型反應堆冷卻劑在工作溫度下的性質參數［3］Table 1 Parameter of coolant for different types of reactors under operational condition［3］

從表1可看出，FLiBe導熱率大于水，且黏度高，使FLiBe成為較特殊的高Pr反應堆冷卻劑，而以往進行反應堆安全分析時的計算對象一般是中等Pr的水、氦氣或低Pr的液態鈉。同時，FLiBe導熱系數高于水，表明其表面傳熱能力較好，而其高Pr的性質，決定其熱邊界層將明顯較流動邊界層厚。因此，在相對較低雷諾數的區域內，FLiBe也可能產生較明顯的對流傳熱現象。考慮到這些問題對PB-FHR反應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，可加強設計和分析者對熔鹽堆傳熱現象的理解，同時在預先理論分析的基礎上，進行大量的熱工流體力學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、瞬態數值計算能力，對于反應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技術對堆芯區域進行三維模擬，為提高計算效率，根據球床堆芯的周向對稱性，選取周向1個燃料球及其周圍冷卻劑通道區域進行詳細模擬，計算模型采用簡化的假設堆積模式，即中心對稱的結構（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反應堆運行參數范圍內，中心對稱模式可滿足堆芯阻力特性計算精度要求。PB-FHR堆芯設計參考了由ORNL提出的熔鹽冷卻實驗堆（MSRE）概念設計［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℃，冷卻劑的熱工參數可見表1。液態熔鹽的物性參數采用以下公式計算：

圖2 計算模型的網格結構Fig.2 Mesh structure of calculation model

式中：TF為動力黏度，kg／（m·s）；下標F表示流體［7］。

因此以雷諾平均N-S方程為基礎進行模擬，欲使其封閉，須構建一湍流模型，引入k-ε方程，相應的控制方程［8］如下。

連續方程：

動量方程：

k-ε方程：

式中：Sm為源項；u為流速；λ為導熱系數；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。根據冷卻劑的性質，模型常數分別為：Cξ1＝1.44，Cξ2＝1.92，Cμ＝0.09，σk＝1.0，σε＝1.3。

2 計算結果及分析

通過CFD數值計算，得到了球床堆芯區域在穩態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生一定程度的周期性壓力波動，這是球床式堆芯特有的現象，并且在液態氟化物冷卻劑中表現明顯，其主要原因是流體通過截面面積受燃料球擠壓不斷發生周期性的壓力變化，并受沿程阻力的影響，產生一定的衰減。計算結果也表明，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，在當前堆芯流量下，速度峰值出現在燃料球間的接觸點附近區域，并在尾端形成渦流區，導致此處換熱效果下降，形成局部高溫區（圖5），最高溫度出現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，燃料球內部發熱基本靠導熱方式傳出，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構，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所占體積比例很小，堆芯內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出功能。同時，由于接觸點的存在，該區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攪混，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

3 結論

PB-FHR作為一種處于初步設計狀態的反應堆堆型，專用的計算分析軟件比較缺乏，隨著設計的進一步完善，針對固態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展和提高。通過對堆芯簡化模型的CFD數值計算，根據球床氟鹽高溫堆內熱工流體行為的發展趨勢，可得到以下結論。

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生一定程度的壓力損失，對熔融氟化物冷卻劑的驅動方式提出了一定的要求。

2）由于接觸點區域對冷卻劑的流動存在阻力而形成渦流，使對流換熱的狀況變壞，在接觸區域附近出現局部熱點，導致燃料球表面產生一定的溫差。

3）熔融氟化物作為反應堆冷卻劑，在熱工流體性質上具有與其他反應堆型不同的特點，這些差別將影響傳統反應堆分析手段在熔鹽堆上的應用，在初步預計的基礎上，須采用理論分析與實驗驗證相結合的方法進行軟件適應性改進。

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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，反應堆控制專業