CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究

陈祖国，许义军

(中国原子能科学研究院，北京102413)

CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究

陈祖国，许义军

(中国原子能科学研究院，北京102413)

事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一，是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段，如全厂断电工况，而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具，对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟，并分析比较其结果，证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。本文工作对大型快堆的独立热交换器的设计具有一定的借鉴意义。

快堆；热交换器；热工水力；数值模拟

中国实验快堆[3]是我国第一座池式钠冷快堆，其堆芯和一回路主要设备都布置在钠池中。事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一，是实现反应堆在相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段，而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。中国实验快堆的独立热交换器有两种运行工况，分别为热备用工况和事故冷却工况，即在事故工况下，能排出堆芯余热，还在反应堆正常运行时，有一定的流量经过独立热交换器。这样会造成反应堆的热经济性稍差。为此，对于大型快堆，为了保证反应堆热经济性的要求，本文提出了一种改进型独立热交换器。该改进型独立热交换器的功能是正常运行工况下，无流量经过独立热交换器；事故工况下，流体流经独立热交换器进行换热，排出堆芯余热。

本文采用ANSYS FLUENT[5]对中国实验快堆的独立热交换器和改进型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟，并分析比较其结果，证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。该改进型独立热交换器的设计是基于非能动的设计理念，其能提高反应堆的安全运行，提高系统的可靠性设计。改进型独立热交换器功能的实现将为大型快堆独立热交换器的结构和热工设计提供支撑。

1 改进型独立热交换器结构功能描述

改进型独立热交换器采用了非能动的设计理念，即在独立热交换器的进口位置安装滑块式的移动挡板，其非能动的概念是基于重力法则。以实现正常运行工况下，依靠电磁铁的吸引力使移动挡板挡住独立热交换器的进口，无流量经过独立热交换器；事故工况下，如全厂断电时，电磁铁失去电源，移动挡板依靠重力自动滑落，打开独立热交换器的进口，此时流体流经独立热交换器进行换热，排出堆芯余热。同时，还可以根据不同的事故，手动关闭电磁铁的电源，使移动挡板自动滑落，打开独立热交换器的进口。改进型独立热交换器结构功能简图如图1所示。

图1 改进型独立热交换器结构功能简图Fig.1 Diagram of structure and function for modified DHX(a) 正常运行工况；(b) 事故工况

2 数学模型和数值方法

(1) 控制方程[1]

流体的流动与传热主要受质量守恒定律、动量守恒定律和能量守恒定律的支配，控制方程是其数学描述。在流动与传热的问题中，求解温度和速度等主要变量的控制方程的通用形式如下：

式中：φ为通用变量，可以代表u，υ，w，T等变量；Γφ为广义扩散系数；Sφ为广义源项。

(2) 湍流模型

湍流模型采用k-ε两方程模型，适用于离开壁面一定距离的湍流区域。而在固体壁面附近的黏性支层中，流动换热计算采用壁面函数法。计算时考虑重力的影响。

(3) 离散格式

FLUENT[5]中的离散格式主要有中心差分、一阶迎风、二阶迎风和QUICK格式。二阶迎风格式克服了一阶迎风格式截断误差较低的缺点又保留了其优点，并且能有效克服或减轻数值计算中的流向扩散(假扩散)。本文计算时采用二阶迎风格式。

(4) 数值算法

计算时采用SIMPLE算法[1]，SIMPLE算法是一种最基本的压力修正法，通过“先猜想后修正”的方法得到压力场，并求解离散化的动量方程。

3 三维建模与边界条件

3.1 系统建模

(4)分级机分级效率与磨矿细度之间关系。分级机的分级效率越高，磨机产量和效率也越高；反之，出现过磨现象，导致磨机产量和效率降低，对后续工艺流程影响也很大。

CEFR采用的是池式结构，有热池和冷池之分。在建模时，将热池和冷池都包含在模型中，并且考虑到其结构的对称性，模型采用180°建模。首先是对堆芯进行建模。将CEFR堆芯分为燃料区与非燃料区，对燃料区与非燃料区分别进行多孔介质模型处理。通过达西定律分别得出两者在多孔介质模型下的阻力系数和相关参数。然后对相关设备进行建模。CEFR180°模型中的设备主要包含两台中间热交换器、一台独立热交换器和一台主泵。建模后分别对其进行多孔介质处理。最后对堆内的各种屏蔽和主容器进行建模。

3.2 网格生成

在网格划分过程中，考虑到了网格的光顺性和网格节点的分布特性，在结构复杂处、流场与温度场变化剧烈处以及流体流经固体表面处适当加密网格[2]。网格如图2、图3所示。

图2 模型网格总图Fig.2 Total mesh picture of system model

图3 模型内部网格图Fig.3 Inner mesh picture of system model

3.3 边界条件

在计算中，为了准确模拟，对钠采用变物性参数[4]。

(1) 稳态下的边界条件[3]

由于系统采用的是180°模型，对于堆芯的燃料区和非燃料区进口截面，都设置为velocity-inlet条件，燃料区进口条件为流速1.11m/s，温度360℃；非燃料区进口条件为流速0.01m/s，温度360℃。泵的进口作为模型的出口，设置边界条件为outflow。主容器的壁面设置为绝热壁面。对于模型的堆芯燃料区与非燃料区，中间热交换器，独立热交换器还需设置其内热源。模型中采用CEFR现有的独立热交换器和改进型的独立热交换器时，稳态下两者的内热源不同。具体参数见表1。

表1 计算域各个内热源Table 1 Inner heat sources of each calculating region

注：上表各个参数的单位为kW/m3。

(2) 瞬态情况下的边界条件

瞬态情况下，采用稳态的结果作为其初始条件。在全厂断电事故[3]下，堆芯的功率、流量变化剧烈，瞬态计算时，堆芯内热源、进口流量和温度的设置分别采用分段函数进行处理，在FLUENT中分别编写其UDF文件以实现。独立热交换器的功率在事故后也进行分段函数处理。为了保守计算，瞬态时不考虑中间热交换器的换热，即设置中间热交换器的内热源为0。瞬态时，模型出口边界条件不能再采用outflow条件，而是改用pressure-outlet条件，设置相对压力为0。

4 计算结果与分析

4.1 稳态计算结果与分析

(1) 现计算值与设计值比较分析

计算的各项参数与设计值的对比示于表2。从表2可以看出CEFR稳态计算结果与设计值的相对偏差较小，额定工况的计算是令人满意的，同时也说明此次计算所采用的模型与方法是合适的。

表2 各项参数对比

(2) 两种不同DHX下的温度场比较

图4、图5为不同DHX的温度场分布，可以看出稳态情况下，采用改进型的独立热交换器，其堆芯出口温度及热池温度与CEFR的相比差别很小，说明改进型的独立热交换器不会对堆芯及热池产生较大影响，不会影响反应堆的稳定运行。改进型的独立热交换器内的平均温度明显高于现有独立热交换器的温度，说明依靠导热就可使事故余热排出系统二环路的钠流动起来。

图4 CEFR的DHX温度场分布Fig.4 Temperature distribution of CEFR DHX

图5 改进型的DHX温度场分布Fig.5 Temperature distribution of modified DHX

(3) 两种不同DHX下的流场比较

图6、图7可以看出，稳态情况下，改进型的DHX进口阀门全关，其与热池无动量交换，热池的流体不通过非能动的DHX。而CEFR的DHX却截然相反，但从图中可以看出其流量较小，这与实际堆内额定运行工况下DHX的情况是相同的。

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

图7 改进型的DHX速度分布Fig.7 Velocity distribution of modified DHX

4.2 瞬态计算结果与分析

(1) 温度场分析

图8为全厂断电工况下，两种不同DHX下的堆芯出口温度随时间的变化关系。由图可知，CEFR中若采用改进型的DHX，在全厂断电工况下，其堆芯出口温度没有超过要求限值，且满足长期冷却的要求。由此证明采用改进型的DHX在热工方面是可行的。

图8 堆芯出口温度随时间的变化关系Fig.8 The relationship of core outlet temperature changed with time

图9、图10为两种DHX在不同高度不同时间的温度分布。由图可知，通过长期冷却，两种DHX的出口位置处温度会有明显降低，但两者进口位置处温度降低缓慢。两种DHX沿高度上的温度梯度逐渐增大，最后温度梯度基本不变，这是由于开始时DHX流量很小，随着流量的增大，温度梯度增大，当流量增大到一定值时，温度梯度最大；而后，流量逐渐减小，温度梯度变小，最后达到基本稳定。比较图9与图10，同一时间下，改进型DHX的温度要比CEFR的DHX高，但不超过热工上的要求，并且在长期冷却情况下，改进型DHX是能满足余热排出的要求的。

图9 CEFR的DHX沿高度上的平均温度分布Fig.9 Average temperature distribution along length for CEFR DHX

图10 改进型的DHX沿高度上的平均温度分布Fig.10 Average temperature distribution along length for modified DHX

图11(a)、图11(b)分别为不同独立热交换器热钠池在2 005.1s、3 005.1s时的温度分布，由图中可以看出，在CEFR的DHX下，热钠池出现明显的热分层，事故后时间越长，热分层越明显。改进型DHX下的热钠池的热分层较CEFR的DHX发展缓慢，但也有一定的热分层。两种独立热交换器热钠池的上部温度较高，随着时间的增大，上部区域热流体份额越来越少，下部区域冷流体的份额越来越大，温度也逐步下降。在长期冷却的情况下，可以预判出改进型的独立热交换器是满足事故冷却的要求的。

图11 不同独立热交换器热钠池在2 005.1s(a)、3 005.1s(b)时的温度分布Fig.11 Temperature distribution of hot pool in different DHX at 2 005.1s(a)，3 005.1s(b)

(2) 流场分析

图12为不同独立热交换器在不同时刻的速度分布。由图可知，随着时间的增大，两种DHX在该截面上钠池的整体流速逐渐减小，但DHX内的流体流速的变化趋势为先增大后减小的。CEFR的DHX内的流体流速很快达到最大，改进型的DHX相对滞后一些，这是由于稳态时CEFR的DHX流道已建立，而改进型的DHX内流道没建立的缘故，但这对事故冷却的影响并不大。随着时间的增大，改进型的DHX逐渐建立起了稳定的流道。从长期冷却来看，改进型的DHX是可行的，可以满足事故冷却的要求。

图12 不同独立热交换器在5s(a)、109.1s(b)、805.1s(c)、3 005.1s(d)时的速度分布(一)Fig.12 Velocity distribution of different DHX at 5s(a)，109.1s(b)，805.1s(c)，3 005.1s(d)

图12 不同独立热交换器在5s(a)、109.1s(b)、805.1s(c)、3 005.1s(d)时的速度分布(二)Fig.12 Velocity distribution of different DHX at 5s(a)，109.1s(b)，805.1s(c)，3 005.1s(d)

5 结论

本文采用CFD数值模拟的方法得出了不同独立热交换器布置于CEFR热池中的热工水力现象，并得出了以下结论：

(1) 稳态情况下，采用改进型独立热交换器不会影响堆的实际运行工况，堆芯温度分布不会有太大差别，热池温度也没有明显升高，并且改进型独立热交换器依靠导热就能保证二环路钠的流动。因此，采用改进型独立热交换器是原理上是可行的。

(2) 在全厂断电工况的瞬态情况下，采用改进型的独立热交换器时，其堆芯出口温度没有超过规定的限值。说明其在热工方面是可行的。

(3) 通过各个时刻的温度场与流场可以反映出改进型独立热交换器能满足长期冷却的要求。长期冷却时，热池内呈现明显的热分层现象。

[1] 陶文铨. 数值传热学[M]. 2版. 西安：西安交通大学出版社，2001.

[2] 许义军，陆道纲，杨红义，杨福昌. 中国实验快堆额定工况下冷热钠池数值分析[J]. 原子能科学技术，2004.3，Vol.38，No.2：115-120.

[3] 中国实验快堆最终安全分析报告[M]. CEFRZ24ZTS02.

[4] 苏著亭，叶长源，阎凤文，等. 钠冷快增殖堆[M]. 北京：原子能出版社，1991.

[5] 李鹏飞，徐敏义，王飞飞. 精通CFD工程仿真与案例实战[M]. 北京：人民邮电出版社，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

陈祖国(1990—)，男，湖南澧县人，在读研究生，从事快堆热工水力计算工作

TL33

A

0258-0918(2016)04-0441-08