秦山二期核電廠反應堆下腔室交混特性CFD分析研究

毛輝輝，盧 川，張宏亮，何培峰

（1.中國核動力研究設計院核動力設計研究所，四川成都 610041；2.中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川成都 610041）

秦山二期核電廠反應堆下腔室交混特性CFD分析研究

毛輝輝1，盧 川2，張宏亮2，何培峰1

（1.中國核動力研究設計院核動力設計研究所，四川成都 610041；2.中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川成都 610041）

運用CFD方法對秦山二期核電廠反應堆下腔室的冷卻劑流動及交混特性進行了計算分析，并與反應堆整體水力模擬試驗結果進行對比。結果顯示：對于堆芯入口流量分配特性，無論采用迎風差分格式還是高精度差分格式，CFD計算結果均與試驗結果符合較好；對于下腔室交混特性，兩種差分格式的計算結果均與試驗結果差異較大，相對而言，迎風格式的計算結果在最大與最小交混因子方面與試驗結果更接近。進一步分析發現，是否考慮主泵引起的螺旋流動很可能是造成計算與試驗結果偏差的主要原因。

CFD方法；反應堆；下腔室；交混

秦山二期核電廠采用電功率為60萬kW的壓水堆，每座反應堆包括兩條主冷卻劑環路，每條環路又包括主泵和蒸汽發生器等主要設備。反應堆下腔室包括結構復雜的下部堆內構件，其對下腔室的流場特性影響顯著。在反應堆設計階段，曾通過開展整體水力模擬試驗獲得了反應堆堆芯入口流量分配特性及下腔室交混特性［1］。張曙明等［2］對秦山二期核電廠反應堆堆芯入口流量分配特性進行了CFD計算，獲得了與試驗相吻合的計算結果。但迄今為止，尚未見有文獻對反應堆下腔室冷卻劑的交混特性進行CFD計算模擬分析。

對于反應堆下腔室的交混特性，國外學者曾開展過相關研究［3－6］。本文在上述研究基礎上，采用CFD方法對秦山二期核電廠反應堆下腔室的交混特性進行分析研究，并與整體水力模擬試驗進行對比分析，以期為反應堆相關工程研究設計提供參考。

1 試驗描述與結果

整體水力模擬試驗［1］臺架與原型的整體模型比例為1∶4，試驗通過測量進入每盒組件入口的流量來統計堆芯入口流量分配系數，堆芯入口流量分配系數是指進入堆芯某盒組件的流量與堆芯組件平均流量的比值。試驗中通過向一條環路注入鹽水，并測量堆芯入口區域的電導率來測量交混因子。交混因子是指堆芯某一組件的入口流量中，來自某一環路的份額。

圖1示出通過試驗測得的堆芯入口流量分配系數。由圖1可見，堆芯入口流量分配較均勻，最大流量分配系數為1.09，最小流量分配系數為0.912。圖1中有部分空白，為測量時流量計損壞而未測得數據所致。

圖2示出試驗獲得的下腔室交混因子。由圖2可見，堆芯入口越靠近注入方向，交混因子越大，最大交混因子甚至高達1.004，且流動具有沿逆時針方向旋轉的規律。

2 計算模型

基于秦山二期核電廠反應堆原型結構幾何建模，如圖3所示。模型模擬了從主管道入口管到堆芯出口上升段之間的區域。其中，堆芯區域采用簡化模型加阻力源項的方法，下降環腔和下腔室區域采用盡量模擬原型結構的方法。圖4示出通過網格劃分獲得的局部網格示意圖。總體而言網格質量較高，能精細描述下腔室內復雜的幾何結構，整個計算模型最終選用了約4 500萬網格數量的網格模型。

圖1 堆芯入口流量分配系數的試驗結果Fig.1 Test result of core inlet mass flow distribution coefficient

圖2 下腔室交混因子的試驗結果Fig.2 Test result of lower plenum mixing factor

圖3 計算模型示意圖Fig.3 Scheme of calculation model

圖4 局部網格示意圖Fig.4 Scheme of local mesh

計算采用CFX14.0軟件，分別定義water1和water2表征不同入口管流入的冷卻劑，采用Homogeneous Model表征water1和water2具有相同的流體物理特性。湍流模型采用文獻［6］推薦的SST模型，計算不考慮傳熱。入口邊界給定流量，出口邊界采用壓力邊界。計算時分別采用了迎風和高精度差分格式。

3 計算結果與討論

3.1 堆芯入口流量分配特性

圖5示出采用高精度和迎風差分格式獲得的堆芯入口流量分配系數計算結果。對比圖1的試驗結果可以發現，兩種差分格式計算獲得的結果與試驗結果均符合較好，計算獲得的最大流量分配系數與最小流量分配系數均與試驗結果偏差較小，從流量分配系數的分布特性而言，計算與試驗結果也大致相近。從流量分配的計算結果可大致判斷，本文計算所采用的網格方案及計算方法具有較大的合理性。

3.2 下腔室交混特性

圖5 堆芯入口流量分配系數的計算結果Fig.5 Calculation result of core inlet mass flow distribution coefficient

圖6 下腔室交混因子的計算結果Fig.6 Calculation result of lower plenum mixing factor

圖6示出采用高精度和迎風差分格式獲得的下腔室交混因子的計算結果。通過與圖2對比發現，兩種差分格式計算獲得的交混因子分布總體上與試驗一致，即靠近注入管線的方向交混因子大，非注入管線方向交混因子小。但采用高精度差分格式計算獲得的交混因子最大值僅為0.759，最小值高達0.180，與試驗結果相比高估了下腔室的交混能力。采用迎風差分格式計算獲得的交混因子最大值為0.971，最小值為0.024，與試驗結果更加接近。

進一步分析發現，試驗獲得的交混因子分布具有沿逆時針方向旋轉的趨勢（可能與下腔室流體的逆時針旋轉有關），且正對注入管線方向的區域交混因子最大，而計算結果并未呈現出交混因子沿逆時針方向旋轉的規律，且交混因子最大的區域位于注入管線相鄰兩側的方向，正對注入管線的方向其交混因子反而略小。

Rohdea等［4］在ROCOM試驗臺架上測量得到的交混因子最高值位于與注入管線相鄰的一側，為0.94。Bieder等［5］通過試驗獲得了VVER-1000核電廠的交混因子分布，其最大值（約0.97）也分布在與注入管線相鄰的一側。Botcher等［6］采用CFD方法計算得到了交混因子的分布，在未考慮主泵引起的冷卻劑螺旋旋轉時，交混因子具有明顯的梯度分布，但當考慮主泵旋轉引起冷卻劑螺旋旋轉時，交混因子則具有逆時針旋轉的分布規律。因此，由文獻［1，4-6］可判斷，圖2呈現的交混因子逆時針旋轉規律很可能是由主泵旋轉引起的螺旋流動通過下腔室傳遞到堆芯入口區域所引起。然而，本文在計算時并未考慮由主泵引起的冷卻劑螺旋流動，因此未觀察到圖2所示的逆時針旋轉規律。另外，圖6b呈現的交混因子分布在注入管線相鄰兩側的規律在文獻［4-5］中得到部分印證。在交混因子最大數值方面，國外學者研究獲得的最大交混因子均在0.95左右，這與本文計算結果一致。因此可判斷，迎風差分格式在交混因子的計算方面更加適用。

4 結論與建議

本文運用CFD方法對秦山二期核電廠反應堆的堆芯入口流量分配特性及下腔室交混特性進行了計算分析。計算結果表明，迎風和高精度差分格式在預測堆芯入口流量分配方面均具有較好的能力，但在預測下腔室交混特性方面，迎風差分格式獲得了相對更好的預測結果。進一步分析發現，主泵葉片旋轉所引起的冷卻劑螺旋流動很可能是造成試驗中交混因子分布逆時針旋轉的原因。因此，在獲得試驗中主泵葉片的旋轉特性后應進一步考慮主泵引起的螺旋流因素。采用CFD方法分析反應堆下腔室交混特性時，應優先考慮迎風差分格式。

［1］ 楊來生，宋桂芳，胡俊.秦山核電二期工程反應堆水力模擬實驗研究［J］.核動力工程，2003，24（S1）：208-211.

YANG Laisheng，SONG Guifang，HU Jun.Reactor hydraulic simulation test study of Qinshan PhaseⅡNPP Project［J］.Nuclear Power Engineering，2003，24（S1）：208-211（in Chinese）.

［2］ 張曙明，李華奇，趙民富，等.秦山核電站二期反應堆堆芯流量分配數值分析［J］.核科學與工程，2010，30（4）：299-307.

ZHANG Shuming，LI Huaqi，ZHAO Minfu，et al.Numerical analysis of flow distribution at the reactor core inlet of Qinshan Phase-Ⅱreactor［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2010，30（4）：299-307（in Chinese）.

［3］ ROHDEA U，KLIEMA S，H?HNEA T，et al.Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit measurement data base［J］.Nuclear Engineering and Design，2005，235：421-443.

［4］ ROHDEA U，H?HNE T，KLIEM S.Fluid mixing and flow distribution in a primary circuit of a nuclear pressurized water reactor validation of CFD codes［J］.Nuclear Engineering and Design，2007，237：1 639-1 655.

［5］ BIEDER U，FAUCHET G，BéTIN S，et al.Simulation of mixing effects in a VVER-1000 reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，2007，237：1 718-1 728.

［6］ BOTCHER M，KRUBMANN R.Primary loop study of a VVER-1000reactor with special focus on coolant mixing［J］.Nuclear Engineering and Design，2010，240：2 244-2 253.

Analysis Research on Mixing Characteristics of Lower Plenum of Qinshan PhaseⅡNPP by CFD Method

MAO Hui-hui1，LU Chuan2，ZHANG Hong-liang2，HE Pei-feng1
（1.Nuclear Power Design and Research Sub-institute，Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China；2.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China）

The flowing and mixing characteristics of the lower plenum of Qinshan PhaseⅡNPP were analyzed by CFD method.The calculation results were compared with the results of the reactor hydraulic simulation test.On core inlet mass flow distributions，both upwind and high resolution advection schemes show good agreements with test results.While on lower plenum mixing characteristics，the calculation results from either upwind or high resolution advection schemes show relatively large differences to the test data.Relatively，upwind advection schemes predict better anticipations on maximum and minimum mixing factors.Furthermore，whether or not considering helix flow by main pump is the most possible key factor that leads to difference between CFD calculation and test results.

CFD method；reactor；lower plenum；mixing

TL351

：A

：1000-6931（2015）01-0047-04

10.7538／yzk.2015.49.01.0047

2013-11-06；

2014-05-14

毛輝輝（1983—），男，浙江寧波人，工程師，碩士研究生，核工程專業