海洋环境下核动力舰船涉核构件流固耦合分析

谢敏灵，章红雨

(武汉第二船舶设计研究所, 武汉 430064)

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堆內燃料组件和乏燃料水池作为核动力舰船内部的主要涉核构件[1]，对于船体安全和核安全都至关重要。舰船在海洋环境的外部激励下会产生随机运动响应，导致核反应堆和乏燃料水池产生液体晃荡和惯性载荷。因此在对涉核构件进行结构安全校核时，必须考虑船体的随机运动响应和流固耦合效应。目前，针对核动力舰船涉核构件的结构安全分析仍需要借鉴陆上核电站的研究成果。

针对陆上核电站堆内涉核构件的流固耦合分析，多集中于构件的抗震性能研究。刘宏达等[2]为准确探究CAP1400乏燃料贮存格架的流固耦合特性，建立了乏燃料贮存格架与水箱的缩尺比试验模型，并开展了振动台试验。商超皓等[3]考虑冷却剂与堆芯组件之间的流固耦合作用，采用变化附加阻尼方法对快堆堆芯组件进行了抗震研究。殷亭茹等[4]采用FLUENT对乏燃料水池进行二维瞬态分析，在计算过程中采用动网格方法模拟水池的强迫振动，并进行了参数不确定性分析。陆上地震和海洋环境同样作为外部激励，但有质的区别，主要体现在地震具有瞬时性和突发性，且以高频激励为主[5]，后果是导致陆上核电站产生振动，而海洋环境具有稳态性和长期性，且以低频激励为主，后果是使浮动核电站产生摆动。

基于陆上核电站在涉核构件流固耦合方面的研究和核动力舰船海洋环境适应性理论，本研究以海洋核动力平台为例，采用水动力学计算在海洋环境外部激励下的随机运动响应，并结合远程位移方法和ALE流固耦合算法，对固体和流体进行数值模拟，通过结果对比分析船体运动对涉核构件结构安全的影响。

1 海洋环境下船体水动力分析

平台船体由软刚臂单点系泊系统长期定位于渤海海域，综合考虑海洋环境的外部激励载荷，以及由软刚臂配重提供的系泊回复力，其时域运动方程为：

Fw(t)+Fwd(t)+Fc(t)+Fm(t)

(1)

根据GJB 4000—2000对海况等级的规定，以及《船舶与海上设施起重设备规范》2007对起重设备工作时船体横倾和纵倾的规定，经论证平台在不超过四级海况的环境条件下可以进行海上换料作业，对应有义波高2.5 m，谱峰周期8.8 s，峰值增长因子1.0，表面流速0.58 m/s，定常风速17.1 m/s。因此，以四级海况作为海上换料工况用于平台的水动力学分析，从而确定船体的运动幅值和特征周期。同时根据平台作业海域环境监测结果，选取5种常见风浪流方向组合作为分析工况[7]，如表1所示。

表1 风浪流方向组合

采用水动力学软件AQWA对平台进行频域和时域运动响应分析，船体网格划分如图1所示，共计23 339个节点，7 658个单元。软刚臂单点系泊装置模型如图2所示，采用tube单元，且压载水的重质等效为压载舱的壁厚，系泊腿两端节点与系泊支架、软刚臂之间能自由转动，软刚臂末端与塔架相连且可以自由转动。

图1 船体水动力模型示意图

图2 软刚臂单点系泊系统模型示意图

首先采用LINE模块对裸船体进行频域分析，得到船体重心运动RAO、附加质量和辐射阻尼等。然后采用DRIFT模块对平台整体进行时域分析，计算在不同工况下船体重心的六自由度运动响应时历曲线，进而得到运动统计值，如表2和表3所示，其中/两侧分别表示运动幅值和平均周期。

表3 摇摆运动统计值

表2 平移运动统计值

2 涉核构件模型与参数

基于平台设计方案，核反应堆模型如图3所示，主要包括支撑板构件和直管束构件两类[8]，前者包含的具体结构和参数如表4所示，其中高度以核反应堆底部中心为起点，而后者则包括控制棒导向管和燃料组件。控制棒导向管长度1 443 mm，外径109 mm，壁厚10 mm，数量25个，其上都分布有18个长170 mm×宽35 mm的腰型孔。燃料组件由顶端结构、中间结构和底端结构3部分组成，总长度1 851 mm，总质量23.2 kg，外径73.6 mm，其中中间结构为核心部分。

图3 核反应堆示意图

乏燃料水池模型长12.05 m，宽6.42 m，高7.02 m，包括清洗区、装罐区和贮存区。各区之间都设有隔板，如图4所示。其中装罐区与贮存区、贮存区与贮存区之间为有孔隔板，而清洗区与装罐区、清洗区与贮存区之间为无孔隔板。因此装罐区和贮存区都装有冷却剂且相互连通，而清洗区没有冷却剂，与装罐区和贮存区也互不连通[9]。为准确校核乏燃料水池的隔板和边板承受的结构载荷，根据需要选取其中6块作为校核目标，如图4所示。

HDPE管道系统在投入运行之前应进行压力试验。压力试验包括强度试验和气密性试验。测试时一般采用水作为试验介质。

图4 乏燃料水池示意图

3 流固耦合算法

燃料组件计算模型如图5所示，包括核反应堆结构和堆内的水。乏燃料水池计算模型如图6所示，包括隔板、边板、底板和上盖，以及内部的水。在两种计算模型中都不能忽略空气的影响，否则会导致奇异解[10]，因此需要构建气-液-固3种介质耦合作用模型。

图5 燃料组件计算模型示意图

图6 乏燃料水池计算模型示意图

固体结构采用Lagrange实体单元和*MAT_PLASTIC材料模型。支撑板构件和控制棒导向管对应材料密度ρ=7 890 kg/m3和静态屈服极限σ0=515 MPa。考虑到燃料组件内部构成十分复杂，为便于仿真和计算，保持最外侧尺寸和质量不变，对顶端结构和底端结构进行力学等效，同时保持中间结构的横截面惯性矩不变，对中间结构进行力学等效，等效后的3部分模型分别对应ρ=8 737 kg/m3、18 055 kg/m3、11 690 kg/m3和σ0=425 MPa。乏燃料水池结构对应ρ=7 830 kg/m3和σ0=317.6 MPa。

空气和水均采用ALE单元和*MAT_NULL材料模型，且分别选用Linear_polynomial状态方程和Gruneisen状态方程，其压力与体积的关系分别如式(2)和式(3)所示。

P=C0+C1μ+C2μ2+C3μ3+(C4+C5μ+C6μ2)E

(2)

(3)

其中：P、μ、E分别表示压力、介质压缩比和体积内能；式(1)中C0～C6为多项式系数，取值为C4=C5=0，其他为0；式(2)中ρ0为常温状态下水的密度1 250 kg/m3，C=1 480 m/s、S1～S3为冲击波输入参数，分别为2.56、-1.98和0.22、γ0为无因次系数0.49。

LS-DYNA进行流固耦合分析一般有两种算法：一是共节点算法，设置上支承筒体、压力容器筒体和分流板组成边界条件，与核反应堆内的空气和水是共节点的，设置边板、底板和上盖组成边界条件，与乏燃料水池内的空气和水是共节点的；二是多物质耦合算法，即采用关键字*CONSTRAINED_LAGRANGE_IN_SOLID将流体与固体单元耦合在一起，即核反应堆内的空气、水与控制棒导向管、下支承筒体、上堆芯栅格板、燃料组件、下堆芯栅格板的网格是重叠的，乏燃料水池内的空气、水与隔板的网格是重叠的，此时不需要在流体单元中抠除固体单元，且两种单元也不需要网格一致。

4 计算结果与分析

平台采用双堆左右舷对称布置，乏燃料水池的长度方向沿船宽方向布置。在以船体重心为原点的局部坐标系下，核反应堆与乏燃料水池的底部中心坐标分别为(-3.45 m，±5.6 m，-5.73 m)和(-16.6 m，0 m，-7.3 m)。因此对船体重心施加六自由度随机运动，并采用远程位移法将船体运动传递到核反应堆和乏燃料水池，从而解决转动中心不在核反应堆和乏燃料水池上的问题。

4.1 船体静止状态

表5 燃料组件结构载荷最大值

表6 乏燃料水池结构载荷最大值

4.2 船体运动状态

在正常作业时，燃料组件被固定在堆芯内，乏燃料水池处于关闭状态。在海上换料时，燃料组件通过燃料装卸机实现更换，而乏燃料水池则需要将上盖打开，用于乏燃料的装卸。因此，在船体运动状态下，燃料组件和乏燃料水池的结构安全校核就分为正常作业和海上换料两种状态。

4.2.1正常作业

在船体运动状态下正常作业时，燃料组件和乏燃料水池的结构载荷如表7～表10所示。与船体静止状态相比，船体运动状态下正常作业时燃料组件和乏燃料水池的等效弹性应变和Mises等效应力最大值都明显增大。

表7 燃料组件等效弹性应变最大值(×10-5m/m)

对于燃料组件，由于顶端结构与上堆芯栅格板之间相互接触，船体运动对其结构载荷的影响最大，比船体静止状态下相比增大15～19倍，对中间结构和底端结构影响较小，分别增大约6倍和2倍。

表8 燃料组件mises等效应力最大值(×106 Pa)

对于乏燃料水池，船体运动使得隔板结构载荷增大4.0～6.4倍，边板结构载荷增大2.7～4.5倍，说明由于隔板两侧都受到水的晃荡作用，船体运动对其结构载荷的影响更大。

表9 乏燃料水池等效弹性应变最大值(×10-7m/m)

表10 乏燃料水池mises等效应力最大值(×105 Pa)

4.2.2海上换料

在船体运动状态下海上换料时，燃料组件和乏燃料水池的结构载荷如表11～表14所示。与船体静止状态相比，在船体运动状态下实施海上换料作业时，燃料组件和乏燃料水池的结构载荷都明显增大。

表11 燃料组件等效弹性应变最大值(×10-5m/m)

表12 燃料组件mises等效应力最大值(×106 Pa)

对于燃料组件，由于中间结构在装卸过程中需要承受液舱晃荡产生的砰击载荷，其结构载荷增大最大，约10倍，其次是顶端结构和底端结构，约6～8倍。

对于乏燃料水池，船体运动使得隔板结构载荷增大3.8～5.5倍，边板结构载荷增大2.3～5.1倍，说明与正常作业时影响规律相同，即船体运动对隔板的结构载荷影响最大，但总体增大倍数有明显减小。

表13 乏燃料水池等效弹性应变最大值(×10-7m/m)

表14 乏燃料水池mises等效应力最大值(×105 Pa)

5 结论

1) 海洋环境下核动力舰船所产生的随机运动使得涉核构件的结构载荷明显增大。

2) 与船体静止状态相比，船体运动状态下正常作业和海上换料对燃料组件不同结构的结构载荷影响不同。

3) 在船体运动状态下，正常作业和海上换料对乏燃料水池隔板和边板的结构载荷影响规律一致，即对隔板结构载荷的增大效果更明显。

鉴于船体随机运动对涉核构件在结构安全方面造成的不利影响，因此在核动力舰船设计过程中，应尽量保证其结构安全裕量。同时在进行海上换料等操作时，应尽量选取海洋环境较好地窗口期，避免恶劣环境对正常作业带来的风险。