超臨界水反應堆傳熱分析

舒曦

【摘 要】超臨界水堆（SCWR）是是被國際上選定為第四代核電系統長遠開發的六種堆型之一，是在現有的輕水堆和超臨界火電基礎上開發出革新型設計。在超臨界水堆的堆芯設計過程中，棒束間子通道內冷卻劑流動的換熱情況和子通道間的湍流交混系數的關系式是重要的參考數據。本文采用最目前世界上流行模擬軟件fluent，利用gambit對子通道進行幾何建模，主要分析目標為子通道間湍流交混系數β和對流換熱系數h，得到換熱系數在子通道中沿軸向的變化情況和子通道間湍流交混系數β在不同入口工況下的變化情況，最后擬出湍流交混系數通用經驗關系式。

【關鍵詞】超臨界水堆（SCWR）；模擬軟件fluent；湍流交混系數通用經驗關系式

中圖分類號： TK124 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）05-0051-002

【Abstract】Supercritical water reactor （SCWR） is one of the six reactor types selected by the international community for long-term development of the fourth-generation nuclear power system. It is based on existing light water reactors and supercritical thermal power. Design. In the core design process of the supercritical water reactor， the relationship between the heat transfer conditions of the coolant flow in the sub-channels and the turbulent cross-mixing coefficient between the sub-channels is an important reference data. This paper adopts fluent， the most popular simulation software in the world， and uses gambit to geometrically model the subchannels. The main target is to analyze the turbulent cross-mixing coefficient β and convection heat transfer coefficient h between the subchannels， and obtain the heat transfer coefficient along the axis in the subchannel. The variation of turbulence and the variation of the turbulent cross-mixing coefficient β between the subchannels under different inlet conditions， and finally the general empirical relationship of the turbulent blending coefficient.

【Key words】Supercritical water reactor（SCWR）；Simulation software fluent；Turbulent intermixing coefficient general empirical relationship

0 前言

2001年7月，英、法、美、日等十個國家簽署協議，正式成立了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，在第四代核能系統研討會上，超臨界水堆（SCWR）被GIF選為長遠發展目標的6種堆型之一，也是唯一被選定的輕水堆型。

超臨界水堆是一種很有前途的先進核能系統，熱效率很高（大約45%，現有輕水堆的熱效率約為33%），而且超臨界水流無變相，可以采用直接循環，機組尺寸也相對的減小了[1]。

超臨界水堆本質上是一種在更高壓力和溫度下運行的直接循環輕水堆冷卻劑在臨界壓力以上運行避免了沸騰，在整個系統中冷卻劑保持單相。因此，也就不需要循環泵和噴射泵、穩壓器、蒸汽發生器、汽水分離器和干燥器。

在未來幾十年的能源領域中，超臨界反應堆具有很強大的競爭力。同時，考慮到我國目前以壓水堆為主要結構的核能建設戰略，以及超臨界水堆對壓水堆的繼承和可持續發展的要求，在我國發展和研究超臨界水堆核能系統是必然的選擇[3]。

所以，開展對超臨界水堆的研究是非常必要的科研活動，本文主要目標是研究超臨界水堆子通道間的流體情況，為超臨界水堆的設計提供必要的數據研究和模擬分析。

子通道分析是確定組件內包殼最高溫度的最有效的手段，但是由于實驗條件的苛刻，目前還沒有超臨界工況下的棒束實驗。所以目前的子通道分析主要是利用已有的CFD軟件進行子通道分析。

了解這些共同點后，就可以使用fluent軟件進行分析，只要在初始設定中考慮到子通道模型的各個守恒方程即可很好的模擬出子通道的流體情況。

湍流交混情況作為反應堆芯冷卻劑流動的重要參數，在超臨界水堆的子通道分析中占重要的位置。

本文將得到正四邊形子通道間不同燃料棒柵距尺寸的湍流交混系數，為超臨界水堆的設計提供理論基礎。

1 計算模型的建立

fluent是世界領先的CFD軟件，在流體建模中廣泛的被應用。由于它一直以來以用戶界面友好而著稱，所以對初學者來說非常容易上手，提高生產速度。它基于非結構化及有限容量的解算器的獨立性能在并行處理中有廣泛的應用。

Gambit軟件是Fluent 公司提供的前處理器軟件，它包含功能較強的幾何建模能力和強大的網格劃分工具，可以劃分出包含邊界層等CFD 特殊要求的高質量的網格[3]。

本文的研究對象為不同的子通道間的流體部分，通過gambit可以畫出該部分的三維柱式網格，具體細化為： 正四邊形子通道到正四邊形子通道間。（橫截面如圖1）

由上面的子通道間橫截面圖可以看出，由于子通道劃分的特殊性，研究的子通道間的區域是軸對稱的幾何體，為了減小計算量，節約計算時間，可以將研究對象定為其中陰影部分，再由軸對稱性可知其他部分的流體情況也是相同的。

考慮到上述各項功能及取得收斂解要求之后，本文中利用FLUENT求解問題的步驟如下：

1） 確定幾何形狀生成計算網格（由GAMBIT生成）。2）載入并檢查網格。3）選擇求解器（3D）。4）選擇求解的方程（湍流、能量守恒方程、傳熱模型等），確定其他需要的模型。5）確定流體的材料的物性（超臨界水super-water）。6）確定邊界的類型及其邊界條件（前者在GAMBIT中確定，但在FLUENT中可以修改，后者在FLUENT中實現）。7）條件計算的控制參數。8）流場的初始化。9）求解計算。（包括一階計算和二階計算）。10）判斷收斂。（利用殘差進行判斷）11）保存結果并進行后處理。其中，2）步中檢查網格由fluent中的Grid—Check命令完成，該命令的工作原理是依次從構成三維網格的點，面，體的空間構成進行檢查。主要目的是檢查網格構成時的單個網格可能出現的零體積現象，防止因網格構成出錯引起的迭代計算的錯誤。

由傳熱學的原理可知在計算出主流溫度W的基礎上，只用導出湍流動能k即可分析出湍流交混系數β和剪切速度e。

在本文的分析中，導出的的是模型的對稱軸上的湍流動能k的分布，結合上文中計算得出的相應的主流溫度分布，從而分析出β和e。

工況1，V=1.11810m/s，T=573.15k，M=829.87kg/m2s，迭代次數42000，該工況中交混系數充展后，沿坐標軸表現出下降的趨勢，最后的均值為：0.0433。在該工況中，剪切速率沿Z軸呈現下降的趨勢，出口處的最小值為：0.543，均值為：0.884。

工況2，V=2.08956 m/s， T=573.15k，M=1550.9kg/m2s，迭代次數42000，該工況中，湍流交混系數經過入口段較快下降后變化不明顯，主要原因是在較低的入口溫度情況下的，在入口部分沒有達到充展，穩定后的均值為：0.0319。該工況中，剪切速率經過入口段較快下降后變化不明顯，主要原因是在較低的入口溫度情況下的，在入口部分沒有達到充展，穩定后的均值為：0.783。

2 數據處理結果

經過兩種模型不同工況的分析，最終分別擬出了湍流交混系數與雷諾數的關系式，為了將所有已計算的工況關系式擬合起來，得到一個更普遍的關系式，本文已雷諾數的大小為區間，將以上湍流交混系數β的關系式擬合成普遍適用的：

β=0.7734Re-0.2935（20000

β=1.3763Re-0.3173（90000

β=1.6833Re-0.3425（150000

這個三個關系式基本概括了本文中所有工況的范圍，利用關系式回推導出的湍流交混系數與實驗模擬得出的的誤差平均值是28%，考慮到該關系式的集成度較高，誤差在可接受的范圍之內。

3 總結

本文通過對Fluent系列軟件的應用，完成了對超臨界水冷反應堆子通道間的數值模擬分析的工作。

在利用Gambit建立幾何模型時采用對稱軸原理而簡化了設計，提高了計算效率，利用Fluent軟件進行求解時采用二階迎風迭代保證了數據的精確度。

在對換熱系數h的研究中，首先在數據的采集中為了研究燃料棒壁面上不同點的對流換熱系數，從幾何模型中導出了若干組數據進行比較，了解了換熱系數在燃料棒壁面的分布情況；由于各工況的進口溫度不同導致無法進行定量的分析，但是由所有工況擬出的數據曲線可以看出，在超臨界水堆子通道中，換熱系數能夠在主流溫度臨界點655K左右達到最大值之后急劇的減小，這于超臨界水臨界點656.15K的大小是相符的。

在今后的研究中，以下幾點希望能得到提高和改進：

（1）在使用Gmbit建立三維網格時將各點劃分較細，雖然提高了精度，但是使得計算量增大，使得能夠提供分析的工況數量不多，在數據處理時略顯單薄。

（2）總結換熱系數時測得的流體臨界點在655K左右與理論上超臨界水的臨界點656.15K并不完全相符，反應了目前模擬軟件的局限性。

（3）在總結的湍流交混系數關系式中，最終的關系式平均誤差達到28%，說明該系數隨不同工況的變化是較大的，為了更加準確的關系式，應該考慮到不同工況對應的修正因子。

【參考文獻】

[1]李滿昌，王明利.超臨界水冷堆開發現狀與前景展望 [J].核動力工程.第27卷第2期，1-7頁。

[2]F.ROELOFS.CFD Analyses of Heat Transfer to Supercritical Water Flowing Vertically Upward in a Tube[J]. Petten ，1 December 2004， 353/04～60811/P.

[3]Hae-Yong Jeong ， Kwi-Seok Ha， Young-Min Kwon， Yong-Bum Lee， Dohee Hahn. A dominant geometrical parameter affecting the turbulent mixing rate in rod bundles[J]. International Journal of Heat and Mass Transfer 50，（2007）.908–918.