船舶核动力装置通常采取单堆两环路配置形式,正常运行时2个环路的进出口温度、流量保持一致,但实际运行过程中可能出现单环路或偏环路运行方案,即反应堆系统两环路流量、温度不对称运行,称为异常运行工况[1]。
传统的热工水力系统程序Relap5包含有一维堆芯物理点堆模型以及泵、阀门、管道、热构件等部件模型,可以对反应堆系统的稳态、瞬态运行进行快速计算。但一维系统模型具有一定局限性,不能准确反映偏环路运行工况下冷却剂在压力容器内的强烈搅混过程。流体动力学计算程序(CFD)能够直接求解流体力学基本方程,对反应堆内部进行精细的三维计算,得到局部热工参数的三维分布,但对反应堆系统的整体建模难度大、计算速度慢。针对上述问题,本文研究了耦合模拟方法,将系统分析程序Relap5和流体动力学计算程序(CFD)进行耦合分析[2]。Relap5-CFD耦合模型不仅能够计算分析反应堆系统各工况运行的系统参数,也能够得到反应堆系统瞬态工况变化过程中局部区域的三维热工水力特性。
1 耦合方法从数值求解角度出发,可以将程序耦合分为强耦合与弱耦合。强耦合过程中,各耦合程序的基本方程需要进行联立求解;而弱耦合过程中,各耦合程序单独建模,并通过模型交界面处的数据交换[3]实现耦合。强耦合的非线性方程组求解特别困难,弱耦合可以充分利用已有程序,耦合实现相对容易。本文通过编写C语言控制程序实现了Relap5程序和Fluent.18程序的弱耦合计算。如图1所示,计算过程中C语言控制程序分别创建了Fluent计算进程和Relap5计算进程,其中Fluent进程通过UDF(用户自定义函数)生成共享库文件,Relap5进程通过共享内存映射变量,最终通过C语言控制程序实现模型交界面处边界条件的交换。
耦合计算过程中,时间变量采用了显示迭代法。Relap5系统程序前进1个时间步长后,利用suspend程序实现进程挂起,同时调用Fluent程序进行局部三维计算并前进相同的时间步长,随后suspend程序挂起Fluent进程,依次逐步推进[4]。显示迭代法的计算结果牺牲了一定的稳定性,但耦合模型的计算速度更快,且能够满足一定的精度要求。
首先利用Relap5程序建立核动力装置的系统模型,然后利用Fluent程序建立反应堆压力容器的三维模型,最后搭建模型的耦合接口实现一维系统建模与局部三维建模的耦合分析。本文的Relap5系统模型已经过系统稳态、瞬态和标准题计算验证,Fluent压力容器三维模型也已经过相关文献和部分试验数据的验证,本文只对耦合模型接口处数据交互的验证过程进行详细叙述。
2.1 Relap系统模型RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置进行系统建模[5]。一回路系统模型包含压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、管道和阀门等,二回路系统仅模拟了蒸汽发生器、简化的给水管道和蒸汽管道,如图3所示。主泵建模过程中,使用了Relap5内置主泵水力部件PUMP进行模拟,且使用了主泵四象限类比曲线。Relap5系统模型已经过系统稳态、瞬态和标准题计算验证,模型准确可靠。
Fluent程序建立压力容器三维模型[6],建模过程中对压力容器结构进行了适当简化,同时也保证不影响压力容器内整体流动特性,简化原则如下:
1)流量分配孔板上游流动对流量分配影响较大,为精确模拟冷却剂在下腔室的流动交混,对反应堆入口段、下降通道和下腔室的主要构件按照设计尺寸进行了精确建模。
2)堆芯内燃料组件结构复杂、数量大,对活性区进行完全模拟耗时耗力,本文把活性区以组件为单位进行建模,采用多孔介质模型进行阻力补偿,并利用小型压水堆试验满功率工况下的堆芯压降、冷却剂流速测量值得到阻力系数取值。
3)堆芯活性区下游流动对活性区影响较小,可以忽略上腔室复杂堆内构件的影响,对上腔室及出口段进行简单建模。
图4给出了本文建立的小型压水堆压力容器内部三维网格模型,网格划分过程中采用结构化网格与非结构化网格相结合的方案,并经网格无关性分析,考虑计算速度与计算精度,最终模型网格数量为205万。
使用Fluent压力容器三维模型代替Relap5系统模型中的一维压力容器模型建立。
如图5所示,RELAP模型进出口部分使用时间相关控制体(Tmdpvol)模拟,在每个时间步长内将流体流速传递给Fluent模型;Fluent模型采用质量入口边界条件,并将入口压力传递给RELAP模型的Tmdpvol模型内。
满工况稳态测试,测试方法如下:
1)单独利用Relap5程序计算反应堆系统稳态运行2 000 s,获得系统运行参数;
2)利用Relap5、Fluent耦合分析模型继续进行反应堆系统稳态运行分析,获得系统运行参数;
3)将上述计算结果分别与实际运行参数进行比对,验证Relap5系统模型和Relap5,Fluent耦合分析模型的正确性;
图6~图8给出了稳态测试过程中主要参数的变化过程。结果表明,耦合初始阶段,各系统模型的初始条件存在一定差异,系统的流量、温度以及压力会存在较小的波动,但经过耦合接口一定时间的变量传递,系统会在新的状态下达到稳定,说明Fluent和Relap5的稳态耦合是正确的。
33%额定工况瞬态测试,测试方法如下:
1)利用Relap5程序计算反应堆系统33%额定功率下,系统主泵由高速切换至低速过程中,系统运行参数;
2)利用Relap5,Fluent耦合分析模型计算分析反应堆33%额定功率下,系统主泵由高速切换至低速过程中,系统运行参数;
3)将上述计算结果进行比对,验证Relap5,Fluent耦合分析模型的正确性;
图9给出了瞬态测试过程中系统左回路的流量变化过程。结果表明,系统主泵由高速切换至低速过程中,Relap5计算结果与耦合计算结果一致,说明Relap5,Fluent耦合分析模型能够满足瞬态过程计算。
堆芯入口流量分配的均匀性直接影响堆芯的冷却效果,进而改变堆芯内部功率峰因子和功率分布。Relap5,Fluent耦合分析模型能够计算得到反应堆系统稳态、瞬态过程中的堆芯入口流量分配,为反应堆的安全运行提供指导。
4.1 两泵高速稳态运行图10为反应堆系统两泵高速堆芯入口流量分配计算结果与实验结果。结果显示,两泵高速稳态运行过程中,反应堆堆芯入口流量分配呈现中间高、四周低的特点,实验结果的最大流量偏差为13.7%,计算结果的最大流量偏差为9.8%,堆芯入口流量分布相对均匀。对比计算结果与实验结果可得,堆芯入口最大流量误差保持在6%以内,耦合分析模型计算结果能够正确反映反应堆堆芯入口流量分配特点,满足工程计算的精度要求。
异常情况下,小型压水堆存在双环路切换单环路的运行需要,图11为两泵高速切换一泵高速过程中反应堆两回路冷却剂流量变化,回路1流量保持不变,回路2流量经过7.8 s后变为0。图12为双环路切换单环路过程中堆芯入口流量不均匀性的极差变化。可以得到,切换过程的前1.2 s,回路2流量下降速率较快,但系统两回路流量差小于35%,堆芯入口流量的极差上升速率较小,均小于14%;1.2 s以后,系统两回路流量差继续增大,此时堆芯入口流量的极差上升速率较快,单环路运行时堆芯入口流量的极差最大。堆芯入口的流量极差定义如下:
$ {\text{极差}} =\mathop {{\rm{max}}}\limits_{1 \leqslant i \leqslant N} |{{{L}}_i} - {{\bar L}}|\text{。} $ | (1) |
图13为一泵高速运行时,反应堆堆芯入口处流量分配计算结果。可以得到,流量分配最小组件位于边缘处,流量分配最大组件位于中间,流量分配的最小值为0.777,最大值为1.139,最大流量偏差为36.2%。
本文创建了Relap5系统程序和流体动力学计算程序(CFD)的耦合分析平台,提出了一维系统建模与局部三维建模的耦合分析方法,满足了一定的计算精度,也降低了精细计算的建模难度和计算速度。通过对两泵高速稳态运行和两泵高速切换一泵高速瞬态运行分析,得到如下结论:
1)两泵高速稳态运行过程中,反应堆堆芯入口流量分配呈现中间高,四周低的特点;实验结果的最大流量偏差为13.7%,计算结果的最大流量偏差为9.8%,堆芯入口流量分布相对均匀。
2)流量分配最小组件位于边缘处,流量分配最大组件位于中间位置,流量分配的最小值为0.777,最大值为1.139,最大流量偏差为36.2%,堆芯入口流量分布不均匀性较大。
3)两泵高速切换一泵高速过程中,冷却剂流量偏差的极值与系统两回路流量差值具有正相关,系统两回路流量差值越大,堆芯入口冷却剂流量偏差越大。
[1] |
桂学文, 蔡琦, 邾明亮. 双环路压水堆非对称入口条件下物理-热工特性研究[J]. 原子能科学技术, 2010, 44(S): 216-221. |
[2] |
刘余, 张虹, 贾宝山. RELAP5与CFX程序耦合研究[J]. 原子能科学技术, 2010, 44(3): 304-308. |
[3] |
YI ZHOU YAN. Development of a coupled CFD-System-Code Capability (With a modified porous media model) and its applications to simulate current and next generation reactors[D]. Urbana-Champaign: The University of Illinois at Urbana-Champaign, 2011.
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[4] |
王琮. 压水堆多物理过程耦合仿真研究[D]. 哈尔滨, 哈尔滨工程大学, 2013.
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[5] |
孔松, 于雷, 袁天鸿, 等. 小型核动力装置自然循环运行特性分析[J]. 原子能科学技术, 2017, 51(12): 2143-2148. DOI:10.7538/yzk.2017.51.12.2143 |
[6] |
毛辉辉, 卢川, 张宏亮, 等. 秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究[J]. 原子能科学技术, 2015, 49(1): 47-50. DOI:10.7538/yzk.2015.49.01.0047 |