反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析

张明乾，林　润

反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析

张明乾，林润

（深圳中广核工程设计有限公司 工程研发所，广东 深圳 518172）

采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故（LB-LOCA）时，从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出，这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水，对堆芯安全性至关重要。本研究以典型百万千瓦级三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故为例，建立了再淹没阶段的反应堆环腔数值模型，采用CFD方法研究了反应堆内汽液两相流动规律，获得了安注水通过直接安注接管进入压力容器后的旁流份额和环腔内液位的动态变化特性。研究结果表明，计算得到的两相流动特性与类似实验观察到的关键物理现象一致。本研究建立的数值模型和分析方法能够应用在直接安注技术方案论证设计中。

直接安注；旁流；两相流；计算流体动力学

在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，应急堆芯冷却系统向反应堆压力容器注入冷却水，防止堆芯因缺少冷却剂而不断升温，并提供事故后对堆芯长期冷却的能力。“反应堆压力容器直接注入”（“ Direct Vessel Injection”，简称DVI）技术作为实现应急堆芯冷却系统功能的方式之一，在发生失水事故时，通过安装在压力容器筒体上的若干安注接管将冷却水直接注入到反应堆压力容器中。DVI技术已经在多种压水堆堆型中应用，目前开展的DVI技术的相关试验表明，在主管道大破口（LB-LOCA）事故工况下的长期再淹没阶段，从完整冷管段流入到反应堆压力容器环腔内的高速水蒸汽，会夹带一部分从直接安注接管注入到反应堆压力容器环腔内的冷却水，不经过堆芯而从破口冷管段直接流出（即“旁流量”）[1-3]，从而减少了流经堆芯的冷却水流量（见图1）。由于注入堆芯的有效流量对堆芯安全性至关重要，因此有必要对这种旁流现象进行深入研究。

图1　直接安注工况下的旁流现象示意图

Dong-Hyeog Yoon等人采用CFD方法建立了简化的局部矩形空间域，使用两相流均质模型研究了横向流动气体对注入流体流动特性的影响，给出了不同工况下注入流体进入导流装置内的流量情况[4]。Tae-Son Kwon等人使用FLUENT软件建立了原型和1/5缩比的APR1400反应堆压力容器环腔模型，在不考虑冷却水注入的情况下，分析并对比了气体入射后环腔内单相气体流场的相似性，同时，还建立了1/2环腔模型，在不考虑横向气体流动的情况下，采用VOF模型分析了安注冷却水注入环腔后的液膜分布特征[5]。西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室为了研究反应堆压力容器承压热冲击，通过比例模型试验开展了多种工况下的单相流体混合特性试验，并使用FLUENT 5.4软件进行了数值模拟[6,7]。秦勉等人基于计算流体动力学分析方法，采用流固共轭传热方式，针对AP1000堆芯补水箱热态功能试验等多种工况，研究了反应堆压力容器壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内单相流体的混合特性[8]。翁羽等人使用数值方法获得了CAP1000不同安全注射条件的单相流体工况下的堆内构件表面整体温度分布和换热系数[9]。文献［4，5］虽然采用两相流模型分析了横向流动气体对注入流体的影响，但都没有直接建立反应堆相关区域的模型，且采用的物理模型对气、液两相间的作用力考虑不足，没有计算旁流份额，因而无法通过理论计算直接评估安注过程中流经堆芯冷却剂流量的有效性；文献［6-9］是为了评价反应堆压力容器承压热冲击而开展的单相流体交混传热计算，并没有对气液两相流动情况下的旁流现象进行研究。目前尚未看到采用理论计算手段对直接安注工况下的气液两相流动规律进行系统研究的文献。本研究采用CFD方法获得了安注水通过直接安注接管进入压力容器后的旁流份额和环腔内液位的动态变化特性，采用理论手段评估了直接安注过程中冷却水进入反应堆压力容器内有效份额的情况，在直接安注技术方案论证和比选设计中提供了一种技术手段。

1 计算模型

1.1　几何模型及网格划分

目前已经开展过很多针对LB-LOCA现象的试验研究，对压水堆LB-LOCA事故的主要进程和热工水力现象已具有一定共识。LB-LOCA事故一般是冷管段双端剪切断裂最为严重，事故进程可以分为喷放阶段、再灌水阶段、再淹没阶段和长期冷却阶段。再淹没阶段是从反应堆压力容器环腔液位到达堆芯底部位置开始，是提供堆芯足够冷却的重要阶段，应保证有足够的冷却水流经堆芯区域。随着直接安注冷却水的注入，环腔液位不断上升，再淹没阶段产生的旁流现象只发生在环腔区域。本研究考虑典型三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故，开始时大量冷却剂从破口冷管段流出压力容器，同时压力容器内的冷却剂被堆芯加热后产生大量蒸汽，向上流入上腔室，之后通过热管段，经两个完整环路后从冷管段重新流入压力容器环腔，环腔内液位不断下降，直至再淹没阶段开始后，由于直接安注水不断注入，环腔内液位开始上升，在蒸汽夹带作用下，部分直接安注冷却水从破口冷管段流出压力容器。本研究选取反应堆环腔区域进行建模，采用ANSYS ICEM软件进行六面体网格划分（见图2），其中三个主管道区域采用“O grid”网格，并对速度梯度较大的区域进行网格加密，开展网格敏感性分析（共划分五套网格：190万，250万，300万，420万，510万），当网格数量大于250万时旁流份额的相对偏差不大于5%，最终选取的网格数量为300万（见图3）。

图2　反应堆压力容器网格模型

图3　不同网格数量的旁流份额变化

1.2　物理模型及边界条件

首先采用RELAP5/SCDAP Mod3.4程序进行LB-LOCA事故进程分析，获得直接安注过程中的瞬态参数，之后以RELAP5获得的瞬态参数为边界条件，采用ANSYS CFX软件进行三维数值模拟分析，获得环腔内局部的两相三维流动特性。其中，RELAP5程序是一维、两流体、六方程、非平衡模型的机理性程序，可对反应堆冷却剂系统及二回路系统的热工水力学现象进行模拟。ANSYS CFX是一款计算流体动力学商用分析软件，可以对局部的三维流动特性进行模拟。

在LB-LOCA事故工况的冷却水注入阶段，反应堆环腔内涉及蒸发、冷凝、沸腾、传热、气液交混等复杂的热工水力现象，但由于试验技术手段的局限，目前已经开展的实验尚无法对所有现象进行研究，且目前成熟的数值分析模型也很难同时对这些现象进行较好模拟，为简化分析，目前相关研究的数值分析模型都没考虑相变和相间传热[4,10,11]。本研究也暂不考虑相变和传热影响，仅考虑气液相间的动量交换，实际上，这种假设对于研究流经堆芯有效流量方面的问题来说是保守的。LB-LOCA事故工况下再淹没阶段开始后，冷却水从直接安注接管注入到反应堆压力容器环腔后，一部分冷却水在重力作用下向下流入底部腔室，环腔液位逐渐上升；一部分冷却水在蒸汽作用下从破口冷管段流出，汽、液间存在动量交换，为真实反映环腔内冷却水和蒸汽的相互作用，应考虑相间滑移速度，选取ANSYS CFX程序中的非均质自由液面欧拉多相流模型。

以RELAP5计算获得的两种典型参数为输入（高安注流量阶段和低安注流量阶段），冷却水流速（DVI接管1、2）和完整环路（环路1、2）的蒸汽流速如表1所示。蒸汽从两个完整环路流入环腔，冷却水从两个DVI接管流入环腔，在ANSYS CFX程序中设置为速度入口边界。蒸汽和部分冷却水从破口冷管段流出，在程序中设置为压力出口边界，其它面设置为无滑移壁面。模型中水和蒸汽的物性参数分别取对应环境条件下的数值。计算起始时刻环腔内全部充满水蒸汽。考虑反应堆环腔内存在强曲率的流动特征，湍流模型选择计算较稳定的k-模型[12]。

表1　LB-LOCA事故工况下冷却水和蒸汽流速

旁流份额按照公式（1）计算：

式中：——旁流份额；

DVI1——从安注接管1注入的冷却水的流量；

DVI2——从安注接管2注入的冷却水的流量；

Eypass——从破口冷管段流出的冷却水的流量。

2 计算结果及讨论

2.1　工况一计算结果

工况一计算时长为40s，计算域内冷却水和蒸汽体积分数随时间的变化曲线如图4所示。从图4可以看出，计算初始时刻反应堆环腔内充满蒸汽（体积分数为1），冷却水通过DVI接管注入压力容器后，随着时间推移，环腔内蒸汽的体积分数不断减小，环腔内冷却水的体积分数不断增大，在大约20 s时，环腔内水和蒸汽的体积分数相对稳定。

图4　冷却水和蒸汽体积分数随时间变化情况

旁流份额和环腔液位随时间的变化情况如图5所示。从图5可以看出，在P1阶段（起始时刻至A1），旁流份额维持在一个相对稳定的数值（小于11.3%），该阶段液位从零逐渐上升至A2（4.3 m），液位处在相对较低位置。在P2阶段（A1至B2），随着液位继续升高，旁流份额开始增大，这是因为液位升高到一定高度后，环腔内蒸汽流速较高，足以“拖拽”环腔内顶部液面区域的流体涌向破口冷管段区域，并从破口冷管段流出，开始发生“拽溢”（Sweepout）现象，使得旁流份额迅速增大。在P3阶段（B2以后），“拽溢”现象逐步稳定，液位维持在一个相对稳定的高度（约5.4 m），该液位已接近压力容器入口管嘴高度，从DVI接管注入的冷却水几乎全部从破口冷管段流出，旁流份额在100%附近以较大幅度波动，此时环腔内汽液两相的流动变得非常不稳定。

图5　环腔液位及旁流份额随时间变化情况

2.2　工况二计算结果

工况二计算时长为150 s，计算域内冷却水和蒸汽的体积分数随时间的变化曲线如图6所示。从图6可以看出，计算初始时刻反应堆环腔内充满蒸汽（体积分数为1），冷却水通过DVI接管注入压力容器后，随着时间推移，环腔内蒸汽的体积分数不断减小，环腔内冷却水的体积分数不断增大，在大约100 s时，环腔内水和蒸汽的体积分数相对稳定。

图6　冷却水和蒸汽体积分数随时间变化情况

旁流份额和环腔液位随时间的变化情况如图7所示。从图7可以看出，在P1阶段（从初始时刻至A1），旁流份额维持在一个相对稳定的数值（小于15.6%），该阶段液位从零逐渐上升至A2（4.7 m），液位处在相对较低位置，在P1阶段末期（靠近A1），旁流份额有短时间的减小，这是由于环腔液位升高到接近A2时，环腔内顶部液面区域的流体在高速流动的蒸汽作用下开始发生“拽溢”现象，因此时液面距离DVI接管高度较近，顶部液面区域流体在高速蒸汽带动下与DVI接管注入的冷却水产生短时交叠，该过程导致旁流份额短时减小。在P2阶段，“拽溢”现象逐步稳定，液位维持在一个相对稳定的高度（约5 m），该阶段的液位已接近压力容器入口管嘴高度，从DVI接管注入的冷却水几乎全部从破口冷管段流出，旁流份额在100%附近以一定幅度波动，此时环腔内汽液两相的流动变得比较不稳定。

图7　环腔液位及安注旁流份额随时间变化情况

图8给出了工况二在不同时刻环腔内冷却水的体积分布云图，从图8可以看出：

（1）冷却水从安注接管进入反应堆压力容器环腔后，先到达固定在吊篮壁面上的导流装置，在导流装置的作用下改变流动方向，向下流向环腔底部，并呈现沿吊篮外壁向两侧逐渐扩散的趋势，在环腔液位较低时［见图8（a）］，由于环腔内横向流动的水蒸汽作用，部分冷却水会被水蒸汽夹带而从破口冷管段流出，向下流动的冷却水也会向冷管段一侧偏移。这部分从破口冷管段直接流出的冷却水为“直接旁流份额”。

（2）在环腔液位上升到一定高度后［见图8（b）］，由于水蒸汽对液面的拖拽作用，环腔内顶部液面区域的流体在高速流动的蒸汽作用下开始发生“拽溢”现象，使得靠近破口冷管段附近的液面有一定程度的抬高，水蒸汽会携带一部分环腔内液体从破口冷管段流出。这部分从破口冷管段流出的冷却水为“拽溢旁流份额”。前述两部分旁流构成了反应堆压力容器直接安注工况下的总旁流份额。

（3）反应堆压力容器和吊篮出口管嘴在环腔形成“屏障”，阻挡冷却水被蒸汽直接带向破口冷管段，并减弱“拽溢”液面的影响区域，从而可有效减弱旁流效应。

（4）旁流在破口冷管段流出时，沿管道壁面流动，集中分布在管道底部偏向两侧区域，管道中心和顶部区域为流动的蒸汽。

本研究获得的前述反应堆压力容器环腔内的两相流动规律与已经开展的类似直接安注试验中观察到的现象是吻合的[2,3]。

图8　工况二冷却水体积分布

3 结论

以典型三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故为例，采用CFD软件，开展了LB-LOCA事故工况下反应堆内复杂两相流动规律的研究工作，并与已开展的类似试验结果进行了对比，研究结论可为后续试验方案的制定和DVI技术方案论证提供指导。研究过程中还针对不同安注流量、不同破口位置、不同结构形式导流装置等工况对旁流份额的影响进行了敏感性分析，随安注流量的不同，旁流特性会发生一定变化，由于现象的机理复杂，无法给出统一的关系式，因此本文只给出了典型工况下旁流份额随环腔内液位的变化关系：

（1）在工况一，当环腔液位小于4.3 m时，旁流主要由蒸汽夹带形成，旁流份额维持在一个相对稳定的数值（小于11.3%）。随着液位升高，发生“拽溢”现象，旁流份额逐渐增大，在液位达到出口管嘴位置附近时，旁流份额接近100%。

（2）在工况二，当环腔液位小于4.7 m时，旁流主要由蒸汽夹带形成，旁流份额维持在一个相对稳定的数值（小于15.6%）。随着液位升高，发生“拽溢”现象，旁流份额有一个短时间的下降，随后快速升高，并在液位达到出口管嘴位置附近时，旁流份额接近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

张明乾（1984—），江苏徐州人，高级工程师，学士，现从事反应堆工程方面研究