反應堆壓力容器直接安注工況下的旁流現象數值仿真分析

張明乾，林　潤

反應堆壓力容器直接安注工況下的旁流現象數值仿真分析

張明乾，林潤

（深圳中廣核工程設計有限公司 工程研發所，廣東 深圳 518172）

采用直接安注技術的反應堆在發生大破口事故（LB-LOCA）時，從直接安注接管進入壓力容器的冷卻水會有一部分在反應堆壓力容器環腔內高速水蒸汽的夾帶下不經過堆芯而從破口冷管段直接流出，這部分旁流量會減少流經堆芯的冷卻水，對堆芯安全性至關重要。本研究以典型百萬千瓦級三環路壓水堆中一個環路的冷管段發生LB-LOCA事故為例，建立了再淹沒階段的反應堆環腔數值模型，采用CFD方法研究了反應堆內汽液兩相流動規律，獲得了安注水通過直接安注接管進入壓力容器后的旁流份額和環腔內液位的動態變化特性。研究結果表明，計算得到的兩相流動特性與類似實驗觀察到的關鍵物理現象一致。本研究建立的數值模型和分析方法能夠應用在直接安注技術方案論證設計中。

直接安注；旁流；兩相流；計算流體動力學

在反應堆冷卻劑系統發生失水事故時，應急堆芯冷卻系統向反應堆壓力容器注入冷卻水，防止堆芯因缺少冷卻劑而不斷升溫，并提供事故后對堆芯長期冷卻的能力。“反應堆壓力容器直接注入”（“ Direct Vessel Injection”，簡稱DVI）技術作為實現應急堆芯冷卻系統功能的方式之一，在發生失水事故時，通過安裝在壓力容器筒體上的若干安注接管將冷卻水直接注入到反應堆壓力容器中。DVI技術已經在多種壓水堆堆型中應用，目前開展的DVI技術的相關試驗表明，在主管道大破口（LB-LOCA）事故工況下的長期再淹沒階段，從完整冷管段流入到反應堆壓力容器環腔內的高速水蒸汽，會夾帶一部分從直接安注接管注入到反應堆壓力容器環腔內的冷卻水，不經過堆芯而從破口冷管段直接流出（即“旁流量”）[1-3]，從而減少了流經堆芯的冷卻水流量（見圖1）。由于注入堆芯的有效流量對堆芯安全性至關重要，因此有必要對這種旁流現象進行深入研究。

圖1　直接安注工況下的旁流現象示意圖

Dong-Hyeog Yoon等人采用CFD方法建立了簡化的局部矩形空間域，使用兩相流均質模型研究了橫向流動氣體對注入流體流動特性的影響，給出了不同工況下注入流體進入導流裝置內的流量情況[4]。Tae-Son Kwon等人使用FLUENT軟件建立了原型和1/5縮比的APR1400反應堆壓力容器環腔模型，在不考慮冷卻水注入的情況下，分析并對比了氣體入射后環腔內單相氣體流場的相似性，同時，還建立了1/2環腔模型，在不考慮橫向氣體流動的情況下，采用VOF模型分析了安注冷卻水注入環腔后的液膜分布特征[5]。西安交通大學動力工程多相流國家重點實驗室為了研究反應堆壓力容器承壓熱沖擊，通過比例模型試驗開展了多種工況下的單相流體混合特性試驗，并使用FLUENT 5.4軟件進行了數值模擬[6,7]。秦勉等人基于計算流體動力學分析方法，采用流固共軛傳熱方式，針對AP1000堆芯補水箱熱態功能試驗等多種工況，研究了反應堆壓力容器壁面溫度瞬態變化以及環腔下降段內單相流體的混合特性[8]。翁羽等人使用數值方法獲得了CAP1000不同安全注射條件的單相流體工況下的堆內構件表面整體溫度分布和換熱系數[9]。文獻［4，5］雖然采用兩相流模型分析了橫向流動氣體對注入流體的影響，但都沒有直接建立反應堆相關區域的模型，且采用的物理模型對氣、液兩相間的作用力考慮不足，沒有計算旁流份額，因而無法通過理論計算直接評估安注過程中流經堆芯冷卻劑流量的有效性；文獻［6-9］是為了評價反應堆壓力容器承壓熱沖擊而開展的單相流體交混傳熱計算，并沒有對氣液兩相流動情況下的旁流現象進行研究。目前尚未看到采用理論計算手段對直接安注工況下的氣液兩相流動規律進行系統研究的文獻。本研究采用CFD方法獲得了安注水通過直接安注接管進入壓力容器后的旁流份額和環腔內液位的動態變化特性，采用理論手段評估了直接安注過程中冷卻水進入反應堆壓力容器內有效份額的情況，在直接安注技術方案論證和比選設計中提供了一種技術手段。

1 計算模型

1.1　幾何模型及網格劃分

目前已經開展過很多針對LB-LOCA現象的試驗研究，對壓水堆LB-LOCA事故的主要進程和熱工水力現象已具有一定共識。LB-LOCA事故一般是冷管段雙端剪切斷裂最為嚴重，事故進程可以分為噴放階段、再灌水階段、再淹沒階段和長期冷卻階段。再淹沒階段是從反應堆壓力容器環腔液位到達堆芯底部位置開始，是提供堆芯足夠冷卻的重要階段，應保證有足夠的冷卻水流經堆芯區域。隨著直接安注冷卻水的注入，環腔液位不斷上升，再淹沒階段產生的旁流現象只發生在環腔區域。本研究考慮典型三環路壓水堆中一個環路的冷管段發生LB-LOCA事故，開始時大量冷卻劑從破口冷管段流出壓力容器，同時壓力容器內的冷卻劑被堆芯加熱后產生大量蒸汽，向上流入上腔室，之后通過熱管段，經兩個完整環路后從冷管段重新流入壓力容器環腔，環腔內液位不斷下降，直至再淹沒階段開始后，由于直接安注水不斷注入，環腔內液位開始上升，在蒸汽夾帶作用下，部分直接安注冷卻水從破口冷管段流出壓力容器。本研究選取反應堆環腔區域進行建模，采用ANSYS ICEM軟件進行六面體網格劃分（見圖2），其中三個主管道區域采用“O grid”網格，并對速度梯度較大的區域進行網格加密，開展網格敏感性分析（共劃分五套網格：190萬，250萬，300萬，420萬，510萬），當網格數量大于250萬時旁流份額的相對偏差不大于5%，最終選取的網格數量為300萬（見圖3）。

圖2　反應堆壓力容器網格模型

圖3　不同網格數量的旁流份額變化

1.2　物理模型及邊界條件

首先采用RELAP5/SCDAP Mod3.4程序進行LB-LOCA事故進程分析，獲得直接安注過程中的瞬態參數，之后以RELAP5獲得的瞬態參數為邊界條件，采用ANSYS CFX軟件進行三維數值模擬分析，獲得環腔內局部的兩相三維流動特性。其中，RELAP5程序是一維、兩流體、六方程、非平衡模型的機理性程序，可對反應堆冷卻劑系統及二回路系統的熱工水力學現象進行模擬。ANSYS CFX是一款計算流體動力學商用分析軟件，可以對局部的三維流動特性進行模擬。

在LB-LOCA事故工況的冷卻水注入階段，反應堆環腔內涉及蒸發、冷凝、沸騰、傳熱、氣液交混等復雜的熱工水力現象，但由于試驗技術手段的局限，目前已經開展的實驗尚無法對所有現象進行研究，且目前成熟的數值分析模型也很難同時對這些現象進行較好模擬，為簡化分析，目前相關研究的數值分析模型都沒考慮相變和相間傳熱[4,10,11]。本研究也暫不考慮相變和傳熱影響，僅考慮氣液相間的動量交換，實際上，這種假設對于研究流經堆芯有效流量方面的問題來說是保守的。LB-LOCA事故工況下再淹沒階段開始后，冷卻水從直接安注接管注入到反應堆壓力容器環腔后，一部分冷卻水在重力作用下向下流入底部腔室，環腔液位逐漸上升；一部分冷卻水在蒸汽作用下從破口冷管段流出，汽、液間存在動量交換，為真實反映環腔內冷卻水和蒸汽的相互作用，應考慮相間滑移速度，選取ANSYS CFX程序中的非均質自由液面歐拉多相流模型。

以RELAP5計算獲得的兩種典型參數為輸入（高安注流量階段和低安注流量階段），冷卻水流速（DVI接管1、2）和完整環路（環路1、2）的蒸汽流速如表1所示。蒸汽從兩個完整環路流入環腔，冷卻水從兩個DVI接管流入環腔，在ANSYS CFX程序中設置為速度入口邊界。蒸汽和部分冷卻水從破口冷管段流出，在程序中設置為壓力出口邊界，其它面設置為無滑移壁面。模型中水和蒸汽的物性參數分別取對應環境條件下的數值。計算起始時刻環腔內全部充滿水蒸汽?？紤]反應堆環腔內存在強曲率的流動特征，湍流模型選擇計算較穩定的k-模型[12]。

表1　LB-LOCA事故工況下冷卻水和蒸汽流速

旁流份額按照公式（1）計算：

式中：——旁流份額；

DVI1——從安注接管1注入的冷卻水的流量；

DVI2——從安注接管2注入的冷卻水的流量；

Eypass——從破口冷管段流出的冷卻水的流量。

2 計算結果及討論

2.1　工況一計算結果

工況一計算時長為40s，計算域內冷卻水和蒸汽體積分數隨時間的變化曲線如圖4所示。從圖4可以看出，計算初始時刻反應堆環腔內充滿蒸汽（體積分數為1），冷卻水通過DVI接管注入壓力容器后，隨著時間推移，環腔內蒸汽的體積分數不斷減小，環腔內冷卻水的體積分數不斷增大，在大約20 s時，環腔內水和蒸汽的體積分數相對穩定。

圖4　冷卻水和蒸汽體積分數隨時間變化情況

旁流份額和環腔液位隨時間的變化情況如圖5所示。從圖5可以看出，在P1階段（起始時刻至A1），旁流份額維持在一個相對穩定的數值（小于11.3%），該階段液位從零逐漸上升至A2（4.3 m），液位處在相對較低位置。在P2階段（A1至B2），隨著液位繼續升高，旁流份額開始增大，這是因為液位升高到一定高度后，環腔內蒸汽流速較高，足以“拖拽”環腔內頂部液面區域的流體涌向破口冷管段區域，并從破口冷管段流出，開始發生“拽溢”（Sweepout）現象，使得旁流份額迅速增大。在P3階段（B2以后），“拽溢”現象逐步穩定，液位維持在一個相對穩定的高度（約5.4 m），該液位已接近壓力容器入口管嘴高度，從DVI接管注入的冷卻水幾乎全部從破口冷管段流出，旁流份額在100%附近以較大幅度波動，此時環腔內汽液兩相的流動變得非常不穩定。

圖5　環腔液位及旁流份額隨時間變化情況

2.2　工況二計算結果

工況二計算時長為150 s，計算域內冷卻水和蒸汽的體積分數隨時間的變化曲線如圖6所示。從圖6可以看出，計算初始時刻反應堆環腔內充滿蒸汽（體積分數為1），冷卻水通過DVI接管注入壓力容器后，隨著時間推移，環腔內蒸汽的體積分數不斷減小，環腔內冷卻水的體積分數不斷增大，在大約100 s時，環腔內水和蒸汽的體積分數相對穩定。

圖6　冷卻水和蒸汽體積分數隨時間變化情況

旁流份額和環腔液位隨時間的變化情況如圖7所示。從圖7可以看出，在P1階段（從初始時刻至A1），旁流份額維持在一個相對穩定的數值（小于15.6%），該階段液位從零逐漸上升至A2（4.7 m），液位處在相對較低位置，在P1階段末期（靠近A1），旁流份額有短時間的減小，這是由于環腔液位升高到接近A2時，環腔內頂部液面區域的流體在高速流動的蒸汽作用下開始發生“拽溢”現象，因此時液面距離DVI接管高度較近，頂部液面區域流體在高速蒸汽帶動下與DVI接管注入的冷卻水產生短時交疊，該過程導致旁流份額短時減小。在P2階段，“拽溢”現象逐步穩定，液位維持在一個相對穩定的高度（約5 m），該階段的液位已接近壓力容器入口管嘴高度，從DVI接管注入的冷卻水幾乎全部從破口冷管段流出，旁流份額在100%附近以一定幅度波動，此時環腔內汽液兩相的流動變得比較不穩定。

圖7　環腔液位及安注旁流份額隨時間變化情況

圖8給出了工況二在不同時刻環腔內冷卻水的體積分布云圖，從圖8可以看出：

（1）冷卻水從安注接管進入反應堆壓力容器環腔后，先到達固定在吊籃壁面上的導流裝置，在導流裝置的作用下改變流動方向，向下流向環腔底部，并呈現沿吊籃外壁向兩側逐漸擴散的趨勢，在環腔液位較低時［見圖8（a）］，由于環腔內橫向流動的水蒸汽作用，部分冷卻水會被水蒸汽夾帶而從破口冷管段流出，向下流動的冷卻水也會向冷管段一側偏移。這部分從破口冷管段直接流出的冷卻水為“直接旁流份額”。

（2）在環腔液位上升到一定高度后［見圖8（b）］，由于水蒸汽對液面的拖拽作用，環腔內頂部液面區域的流體在高速流動的蒸汽作用下開始發生“拽溢”現象，使得靠近破口冷管段附近的液面有一定程度的抬高，水蒸汽會攜帶一部分環腔內液體從破口冷管段流出。這部分從破口冷管段流出的冷卻水為“拽溢旁流份額”。前述兩部分旁流構成了反應堆壓力容器直接安注工況下的總旁流份額。

（3）反應堆壓力容器和吊籃出口管嘴在環腔形成“屏障”，阻擋冷卻水被蒸汽直接帶向破口冷管段，并減弱“拽溢”液面的影響區域，從而可有效減弱旁流效應。

（4）旁流在破口冷管段流出時，沿管道壁面流動，集中分布在管道底部偏向兩側區域，管道中心和頂部區域為流動的蒸汽。

本研究獲得的前述反應堆壓力容器環腔內的兩相流動規律與已經開展的類似直接安注試驗中觀察到的現象是吻合的[2,3]。

圖8　工況二冷卻水體積分布

3 結論

以典型三環路壓水堆中一個環路的冷管段發生LB-LOCA事故為例，采用CFD軟件，開展了LB-LOCA事故工況下反應堆內復雜兩相流動規律的研究工作，并與已開展的類似試驗結果進行了對比，研究結論可為后續試驗方案的制定和DVI技術方案論證提供指導。研究過程中還針對不同安注流量、不同破口位置、不同結構形式導流裝置等工況對旁流份額的影響進行了敏感性分析，隨安注流量的不同，旁流特性會發生一定變化，由于現象的機理復雜，無法給出統一的關系式，因此本文只給出了典型工況下旁流份額隨環腔內液位的變化關系：

（1）在工況一，當環腔液位小于4.3 m時，旁流主要由蒸汽夾帶形成，旁流份額維持在一個相對穩定的數值（小于11.3%）。隨著液位升高，發生“拽溢”現象，旁流份額逐漸增大，在液位達到出口管嘴位置附近時，旁流份額接近100%。

（2）在工況二，當環腔液位小于4.7 m時，旁流主要由蒸汽夾帶形成，旁流份額維持在一個相對穩定的數值（小于15.6%）。隨著液位升高，發生“拽溢”現象，旁流份額有一個短時間的下降，隨后快速升高，并在液位達到出口管嘴位置附近時，旁流份額接近100%。

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Computational Fluid Dynamics Study of the Bypass Phenomena during Direct Vessel Injection in the Reactor Pressure Vessel

ZHANG Mingqian，LIN Run

（China Nuclear Power Design Company，Ltd，Engineering Research & Development Department，Shenzhen of Guangdong Prov. 518172，China）

The water injected through the direct vessel injection (DVI) nozzle is easily bypassed out to the broken cold leg by a cross flow of high-speed steam in the downcomer during a large-break loss-of-coolant accident (LB-LOCA) for the reactor using DVI technology. This bypass fraction of the injected water due to the cross flow could reduce the water into the reactor core, which is considered to be an important safety issue. A numerical model during the LB-LOCA reflood phase is developed to investigate the steam-liquid two-phase flow behavior for a typical pressurized water reactor. The bypass fraction and the water level in the downcomer with the time are obtained for evaluating the cross flow effects by computational fluid dynamics (CFD) analysis. It is found that the present study could model the key physical phenomena reported in other experimental study. The results indicated that this analysis practice could be guidance for the DVI design and improve our understanding of the reactor thermal-hydraulic behavior.

Direct vessel injection; Bypass; Two-phase flow; Computational fluid dynamics

TL364+.4

A

0258-0918（2021）06-1138-07

2020-11-17

張明乾（1984—），江蘇徐州人，高級工程師，學士，現從事反應堆工程方面研究