CEFR改進型獨立熱交換器熱工水力分析研究

陳祖國，許義軍

(中國原子能科學研究院，北京102413)

CEFR改進型獨立熱交換器熱工水力分析研究

陳祖國，許義軍

(中國原子能科學研究院，北京102413)

事故余熱排出系統是池式鈉冷快堆最重要的專設安全設施之一，是實現反應堆相關事故工況下余熱排出安全功能的主要手段，如全廠斷電工況，而獨立熱交換器是快堆事故余熱排出系統的關鍵設備之一。本文以ANSYS FLUENT為工具，對中國實驗快堆現有的獨立熱交換器和一種改進的新型獨立熱交換器布置在快堆熱池中的情況進行了瞬態數值模擬，并分析比較其結果，證明了改進型獨立熱交換器在熱工水力上的可行性。本文工作對大型快堆的獨立熱交換器的設計具有一定的借鑒意義。

快堆；熱交換器；熱工水力；數值模擬

中國實驗快堆[3]是我國第一座池式鈉冷快堆，其堆芯和一回路主要設備都布置在鈉池中。事故余熱排出系統是池式鈉冷快堆最重要的專設安全設施之一，是實現反應堆在相關事故工況下余熱排出安全功能的主要手段，而獨立熱交換器是快堆事故余熱排出系統的關鍵設備之一。中國實驗快堆的獨立熱交換器有兩種運行工況，分別為熱備用工況和事故冷卻工況，即在事故工況下，能排出堆芯余熱，還在反應堆正常運行時，有一定的流量經過獨立熱交換器。這樣會造成反應堆的熱經濟性稍差。為此，對于大型快堆，為了保證反應堆熱經濟性的要求，本文提出了一種改進型獨立熱交換器。該改進型獨立熱交換器的功能是正常運行工況下，無流量經過獨立熱交換器；事故工況下，流體流經獨立熱交換器進行換熱，排出堆芯余熱。

本文采用ANSYS FLUENT[5]對中國實驗快堆的獨立熱交換器和改進型獨立熱交換器布置在快堆熱池中的情況進行了瞬態數值模擬，并分析比較其結果，證明了改進型獨立熱交換器在熱工水力上的可行性。該改進型獨立熱交換器的設計是基于非能動的設計理念，其能提高反應堆的安全運行，提高系統的可靠性設計。改進型獨立熱交換器功能的實現將為大型快堆獨立熱交換器的結構和熱工設計提供支撐。

1 改進型獨立熱交換器結構功能描述

改進型獨立熱交換器采用了非能動的設計理念，即在獨立熱交換器的進口位置安裝滑塊式的移動擋板，其非能動的概念是基于重力法則。以實現正常運行工況下，依靠電磁鐵的吸引力使移動擋板擋住獨立熱交換器的進口，無流量經過獨立熱交換器；事故工況下，如全廠斷電時，電磁鐵失去電源，移動擋板依靠重力自動滑落，打開獨立熱交換器的進口，此時流體流經獨立熱交換器進行換熱，排出堆芯余熱。同時，還可以根據不同的事故，手動關閉電磁鐵的電源，使移動擋板自動滑落，打開獨立熱交換器的進口。改進型獨立熱交換器結構功能簡圖如圖1所示。

圖1 改進型獨立熱交換器結構功能簡圖Fig.1 Diagram of structure and function for modified DHX(a) 正常運行工況；(b) 事故工況

2 數學模型和數值方法

(1) 控制方程[1]

流體的流動與傳熱主要受質量守恒定律、動量守恒定律和能量守恒定律的支配，控制方程是其數學描述。在流動與傳熱的問題中，求解溫度和速度等主要變量的控制方程的通用形式如下：

式中：φ為通用變量，可以代表u，υ，w，T等變量；Γφ為廣義擴散系數；Sφ為廣義源項。

(2) 湍流模型

湍流模型采用k-ε兩方程模型，適用于離開壁面一定距離的湍流區域。而在固體壁面附近的黏性支層中，流動換熱計算采用壁面函數法。計算時考慮重力的影響。

(3) 離散格式

FLUENT[5]中的離散格式主要有中心差分、一階迎風、二階迎風和QUICK格式。二階迎風格式克服了一階迎風格式截斷誤差較低的缺點又保留了其優點，并且能有效克服或減輕數值計算中的流向擴散(假擴散)。本文計算時采用二階迎風格式。

(4) 數值算法

計算時采用SIMPLE算法[1]，SIMPLE算法是一種最基本的壓力修正法，通過“先猜想后修正”的方法得到壓力場，并求解離散化的動量方程。

3 三維建模與邊界條件

3.1 系統建模

(4)分級機分級效率與磨礦細度之間關系。分級機的分級效率越高，磨機產量和效率也越高；反之，出現過磨現象，導致磨機產量和效率降低，對后續工藝流程影響也很大。

CEFR采用的是池式結構，有熱池和冷池之分。在建模時，將熱池和冷池都包含在模型中，并且考慮到其結構的對稱性，模型采用180°建模。首先是對堆芯進行建模。將CEFR堆芯分為燃料區與非燃料區，對燃料區與非燃料區分別進行多孔介質模型處理。通過達西定律分別得出兩者在多孔介質模型下的阻力系數和相關參數。然后對相關設備進行建模。CEFR180°模型中的設備主要包含兩臺中間熱交換器、一臺獨立熱交換器和一臺主泵。建模后分別對其進行多孔介質處理。最后對堆內的各種屏蔽和主容器進行建模。

3.2 網格生成

在網格劃分過程中，考慮到了網格的光順性和網格節點的分布特性，在結構復雜處、流場與溫度場變化劇烈處以及流體流經固體表面處適當加密網格[2]。網格如圖2、圖3所示。

圖2 模型網格總圖Fig.2 Total mesh picture of system model

圖3 模型內部網格圖Fig.3 Inner mesh picture of system model

3.3 邊界條件

在計算中，為了準確模擬，對鈉采用變物性參數[4]。

(1) 穩態下的邊界條件[3]

由于系統采用的是180°模型，對于堆芯的燃料區和非燃料區進口截面，都設置為velocity-inlet條件，燃料區進口條件為流速1.11m/s，溫度360℃；非燃料區進口條件為流速0.01m/s，溫度360℃。泵的進口作為模型的出口，設置邊界條件為outflow。主容器的壁面設置為絕熱壁面。對于模型的堆芯燃料區與非燃料區，中間熱交換器，獨立熱交換器還需設置其內熱源。模型中采用CEFR現有的獨立熱交換器和改進型的獨立熱交換器時，穩態下兩者的內熱源不同。具體參數見表1。

表1 計算域各個內熱源Table 1 Inner heat sources of each calculating region

注：上表各個參數的單位為kW/m3。

(2) 瞬態情況下的邊界條件

瞬態情況下，采用穩態的結果作為其初始條件。在全廠斷電事故[3]下，堆芯的功率、流量變化劇烈，瞬態計算時，堆芯內熱源、進口流量和溫度的設置分別采用分段函數進行處理，在FLUENT中分別編寫其UDF文件以實現。獨立熱交換器的功率在事故后也進行分段函數處理。為了保守計算，瞬態時不考慮中間熱交換器的換熱，即設置中間熱交換器的內熱源為0。瞬態時，模型出口邊界條件不能再采用outflow條件，而是改用pressure-outlet條件，設置相對壓力為0。

4 計算結果與分析

4.1 穩態計算結果與分析

(1) 現計算值與設計值比較分析

計算的各項參數與設計值的對比示于表2。從表2可以看出CEFR穩態計算結果與設計值的相對偏差較小，額定工況的計算是令人滿意的，同時也說明此次計算所采用的模型與方法是合適的。

表2 各項參數對比

(2) 兩種不同DHX下的溫度場比較

圖4、圖5為不同DHX的溫度場分布，可以看出穩態情況下，采用改進型的獨立熱交換器，其堆芯出口溫度及熱池溫度與CEFR的相比差別很小，說明改進型的獨立熱交換器不會對堆芯及熱池產生較大影響，不會影響反應堆的穩定運行。改進型的獨立熱交換器內的平均溫度明顯高于現有獨立熱交換器的溫度，說明依靠導熱就可使事故余熱排出系統二環路的鈉流動起來。

圖4 CEFR的DHX溫度場分布Fig.4 Temperature distribution of CEFR DHX

圖5 改進型的DHX溫度場分布Fig.5 Temperature distribution of modified DHX

(3) 兩種不同DHX下的流場比較

圖6、圖7可以看出，穩態情況下，改進型的DHX進口閥門全關，其與熱池無動量交換，熱池的流體不通過非能動的DHX。而CEFR的DHX卻截然相反，但從圖中可以看出其流量較小，這與實際堆內額定運行工況下DHX的情況是相同的。

圖6 CEFR的DHX速度分布Fig.6 Velocity distribution of CEFR DHX

圖7 改進型的DHX速度分布Fig.7 Velocity distribution of modified DHX

4.2 瞬態計算結果與分析

(1) 溫度場分析

圖8為全廠斷電工況下，兩種不同DHX下的堆芯出口溫度隨時間的變化關系。由圖可知，CEFR中若采用改進型的DHX，在全廠斷電工況下，其堆芯出口溫度沒有超過要求限值，且滿足長期冷卻的要求。由此證明采用改進型的DHX在熱工方面是可行的。

圖8 堆芯出口溫度隨時間的變化關系Fig.8 The relationship of core outlet temperature changed with time

圖9、圖10為兩種DHX在不同高度不同時間的溫度分布。由圖可知，通過長期冷卻，兩種DHX的出口位置處溫度會有明顯降低，但兩者進口位置處溫度降低緩慢。兩種DHX沿高度上的溫度梯度逐漸增大，最后溫度梯度基本不變，這是由于開始時DHX流量很小，隨著流量的增大，溫度梯度增大，當流量增大到一定值時，溫度梯度最大；而后，流量逐漸減小，溫度梯度變小，最后達到基本穩定。比較圖9與圖10，同一時間下，改進型DHX的溫度要比CEFR的DHX高，但不超過熱工上的要求，并且在長期冷卻情況下，改進型DHX是能滿足余熱排出的要求的。

圖9 CEFR的DHX沿高度上的平均溫度分布Fig.9 Average temperature distribution along length for CEFR DHX

圖10 改進型的DHX沿高度上的平均溫度分布Fig.10 Average temperature distribution along length for modified DHX

圖11(a)、圖11(b)分別為不同獨立熱交換器熱鈉池在2 005.1s、3 005.1s時的溫度分布，由圖中可以看出，在CEFR的DHX下，熱鈉池出現明顯的熱分層，事故后時間越長，熱分層越明顯。改進型DHX下的熱鈉池的熱分層較CEFR的DHX發展緩慢，但也有一定的熱分層。兩種獨立熱交換器熱鈉池的上部溫度較高，隨著時間的增大，上部區域熱流體份額越來越少，下部區域冷流體的份額越來越大，溫度也逐步下降。在長期冷卻的情況下，可以預判出改進型的獨立熱交換器是滿足事故冷卻的要求的。

圖11 不同獨立熱交換器熱鈉池在2 005.1s(a)、3 005.1s(b)時的溫度分布Fig.11 Temperature distribution of hot pool in different DHX at 2 005.1s(a)，3 005.1s(b)

(2) 流場分析

圖12為不同獨立熱交換器在不同時刻的速度分布。由圖可知，隨著時間的增大，兩種DHX在該截面上鈉池的整體流速逐漸減小，但DHX內的流體流速的變化趨勢為先增大后減小的。CEFR的DHX內的流體流速很快達到最大，改進型的DHX相對滯后一些，這是由于穩態時CEFR的DHX流道已建立，而改進型的DHX內流道沒建立的緣故，但這對事故冷卻的影響并不大。隨著時間的增大，改進型的DHX逐漸建立起了穩定的流道。從長期冷卻來看，改進型的DHX是可行的，可以滿足事故冷卻的要求。

圖12 不同獨立熱交換器在5s(a)、109.1s(b)、805.1s(c)、3 005.1s(d)時的速度分布(一)Fig.12 Velocity distribution of different DHX at 5s(a)，109.1s(b)，805.1s(c)，3 005.1s(d)

圖12 不同獨立熱交換器在5s(a)、109.1s(b)、805.1s(c)、3 005.1s(d)時的速度分布(二)Fig.12 Velocity distribution of different DHX at 5s(a)，109.1s(b)，805.1s(c)，3 005.1s(d)

5 結論

本文采用CFD數值模擬的方法得出了不同獨立熱交換器布置于CEFR熱池中的熱工水力現象，并得出了以下結論：

(1) 穩態情況下，采用改進型獨立熱交換器不會影響堆的實際運行工況，堆芯溫度分布不會有太大差別，熱池溫度也沒有明顯升高，并且改進型獨立熱交換器依靠導熱就能保證二環路鈉的流動。因此，采用改進型獨立熱交換器是原理上是可行的。

(2) 在全廠斷電工況的瞬態情況下，采用改進型的獨立熱交換器時，其堆芯出口溫度沒有超過規定的限值。說明其在熱工方面是可行的。

(3) 通過各個時刻的溫度場與流場可以反映出改進型獨立熱交換器能滿足長期冷卻的要求。長期冷卻時，熱池內呈現明顯的熱分層現象。

[1] 陶文銓. 數值傳熱學[M]. 2版. 西安：西安交通大學出版社，2001.

[2] 許義軍，陸道綱，楊紅義，楊福昌. 中國實驗快堆額定工況下冷熱鈉池數值分析[J]. 原子能科學技術，2004.3，Vol.38，No.2：115-120.

[3] 中國實驗快堆最終安全分析報告[M]. CEFRZ24ZTS02.

[4] 蘇著亭，葉長源，閻鳳文，等. 鈉冷快增殖堆[M]. 北京：原子能出版社，1991.

[5] 李鵬飛，徐敏義，王飛飛. 精通CFD工程仿真與案例實戰[M]. 北京：人民郵電出版社，2011.

Thermal Hydraulics Analysis for Modified Sodium-to-sodium Decay Heat Exchanger of CEFR

CHEN Zu-guo，XU Yi-jun

(China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China)

Decay heat removal system is one of principal engineered safety features of pool-type sodium-cooled fast reactor，it is a main way to carry out the safety function of decay heat remove under some accident conditions for the reactor，such as reactor scram condition，and one of the key equipment of decay heat removal system for fast reactor is sodium-to-sodium decay heat exchanger(DHX). We use the ANSYS FLUENT software to run transient numerical simulations of the DHX in CEFR and the new modified DHX which is setup in hot pool of fast reactor. Through comparing the simulation results，the feasibility of the modified DHX design is demonstrated in terms of thermal hydraulics performance. The numerical analysis results are important reference to the design of DHX for large-type size fast reactor.

Fast Reactor；Heat Exchanger；Thermal Hydraulics；Numerical Simulation

2016-02-11

陳祖國(1990—)，男，湖南澧縣人，在讀研究生，從事快堆熱工水力計算工作

TL33

A

0258-0918(2016)04-0441-08