李玉光 胡 甜 邱 阳 董元元 杨志海

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川 成都 610041）

0 引言

堆内熔融物滞留（IVR）是国内外三代核电厂的关键严重事故管理策略，广泛运用于美国AP1000和中国华龙一号（ACP1000）等堆型。虽然在具体方案上存在自然循环增强型非能动堆腔淹没设计[1]和能动非能动相结合的堆腔注水设计（CIS）[2，3]之分，但均需在反应堆压力容器（RPV）和反应堆堆坑之间设置提供堆腔冷却流道环腔的堆坑筒体保温层；而堆坑筒体保温层存在支腿承载结构，在安装完毕后存在大量贯穿缝隙和不可避免出现缝隙泄漏，直接影响堆坑内壁温度甚至危及堆坑运行安全。因此，对堆坑筒体保温层进行缝隙泄漏研究具有重要意义。

计算流体力学（CFD）因成本低、耗时短和适应复杂结构等优势已广泛运用于核能系统分析[6，7]，但基本集中在一回路系统内热工安全特性研究，对堆坑筒体保温层的缝隙泄漏研究鲜于报道。张亚斌等[8]人虽通过合理假设和手动添加缝隙泄漏源项实现筒体保温层保温效果分析，但尚未进行缝隙泄漏源项的仿真分析研究，因此开展堆坑筒体保温层进行缝隙泄漏研究势在必行。

本文基于华龙一号（ACP1000）堆坑筒体保温层结构模型，对堆坑筒体保温层缝隙结构进行简化研究和对简化后缝隙泄漏进行数值仿真分析，以得到堆坑筒体保温层物态分布和缝隙截面泄漏情况，从而为三代核电堆坑筒体保温层的性能评价奠定技术基础和提供方法借鉴。

1 物理模型与数值计算方法

本文使用UG和ICEM软件进行几何建模和网格划分，使用Fluent软件进行边界加载和数值仿真分析。选择中国核动力研究设计院（NPIC）华龙一号（ACP1000）堆坑筒体保温层结构模型作为典型代表，对其进行缝隙结构简化和缝隙泄漏数值仿真分析。

1.1 物理和几何模型

图1为堆坑筒体保温层结构模型示意图，包括RPV、反应堆堆坑、筒体保温层及其支腿，堆坑通风冷却系统主要运行参数见表1。从图1可以看出，堆坑筒体保温层从下往上依次设置有1至9层支腿，每层支腿又从0°方位开始圆周均布24个，低温堆坑冷却风（298.15K）次要部分（简称次流风）从下部几层支腿缝隙流入RPV与保温层之间的环腔（简称环腔），从上部几层支腿缝隙流出环腔与堆坑冷却风主要部分（简称主流风）混合；低温堆坑冷却主流风从保温层与堆坑之间环腔底部（0 m标高）流入，吸收保温层散热后从保温层与堆坑之间环腔顶部（约8.3 m标高）流出。

表1 主要运行参数

图1 堆坑筒体保温层设计示意图

根据堆坑筒体保温层结构模型的对称性，取其1/24作为研究对象；并假堆坑冷却风入口0 m以下的区域和堆坑冷却风出口7.5 m以上区域对堆坑筒体保温层的流场和温度场均无影响，由此可得如图2 a所示的简化物理模型。简化物理模型的长度（X方向）、宽度（Y方向）、高度（Z方向）分别为4 060 m、1 060 mm、8 280 mm。

1.2 缝隙结构简化

堆坑筒体保温层包含数百保温板块接缝缝隙和数百支腿贯穿缝隙，即使是1/24模型，仍然包含数十个保温板块接缝缝隙和支腿贯穿缝隙，该缝隙宽度一般约为2 mm；而堆坑筒体保温层和1/24模型的各向尺寸均为数米，两者尺度上差距较大。若每个缝隙按真实结构进行建模将会造成现有硬件水平难以接受的网格量和难以承受的计算量，因此需对缝隙结构进行简化。

支腿之间的保温板块接缝缝隙按照中面分割原则将其等面积集中就近纳入支腿贯穿缝隙，且考虑到支腿120 mm×60 mm的实际横截面尺寸以及保温板块直接坐落在支腿上端面的实际安装状态，支腿左右两侧间隙和下侧间隙构成1∶2的比例关系，缝隙结构简化示意如图2b所示，并简单计算即可得到如表2所示的各层支腿集中缝隙。

图2 物理模型

表2 各层支腿集中缝隙

1.3 网格划分和边界条件

由UG和ICEM软件生成的几何结构和控制容器数值模型如图3a所示，含有约3 400万四面体网格。图3b为通风通道局部模型放大图。数值模型边界条件和主要物性参数见表3和表4。

表3 边界条件

表4 主要物性参数[8-9]

图3 数值模型

1.4 网格独立性考核

基于0.17kg·s-1的质量入口工况，分别采用3 400万、5 900万和9 200万三套网格进行了独立性考核，三套网格参数下出口平均温度及平均速度如表5所示，可以看出三套网格计算结果非常接近，空气出口平均温度及平均速度的最大误差分别为0.24%和0.44%，均能满足数值仿真分析需求；但第二套网格计算结果与第三套网格更为接近，在硬件条件允许条件下选择第三套9 200万网格进行后续数值仿真。

表5 网格独立性考核

2 数值仿真结果与分析

将ICEM软件输出的网格文件读入FLUENT软件进行流固耦合数值模拟，采用压力-速度耦合求解器和具有标准壁面方程的k-ε湍流模型，并将操作压力设置为1个大气压。当连续性、速度（包括3个坐标分量）、能量等输运方程变量均小于10-3时，认为结果收敛终止计算。

2.1 空气域物态分布

图4为0.17 kg·s-1的质量入口工况、支腿轴向剖面上物态参数云图。堆坑冷却风从下往上逐渐吸收保温层散热，风温逐渐升高；堆坑冷却次流风从下部几层支腿缝隙流入RPV与保温层之间的环腔（简称环腔），加热后从上部几层支腿缝隙流出并与堆坑冷却主流风合流，并使得堆坑冷却主流风温出现跃升，形成了“烟囱效应”。

图4 空气域物态分布

2.2 缝隙截面泄漏情况

表6为0.17 kg·s-1的质量入口工况、支腿缝隙横截面平均温度、流速及质量流量，图5为0.17 kg·s-1的质量入口工况、保温层内壁热流密度沿高度分布情况，堆坑冷却通风部分从下部5层（1~5层）支腿缝隙流入环腔，从上部4层（6~9层）支腿缝隙流出环腔，总泄漏量约为0.051 71 kg·s-1，占总堆坑冷却风量的30.42%；换热热流主要包括辐射热流和对流热流两部分，辐射热流在整个高度范围后基本均匀，总热流和对流热流在下部5层支腿缝隙漏流位置出现峰值，然后在上部几层逐渐降低，这与各层支腿缝隙漏流情况相匹配。

表6 0.17 kg/s工况缝隙截面平均温度、流速及质量流量

图5 0.17 kg/s工况保温层内壁热流沿高度分布情况

表7和表8分别为0.19 kg·s-1、0.21 kg·s-1的质量入口工况支腿缝隙横截面平均温度、流速及质量流量，总泄漏量分别约为0.053 92 kg·s-1和0.055 89 kg·s-1。对比三个工况，总泄漏量随堆坑冷却风量的增加而增大。图6为0.17 kg·s-1、0.19 kg·s-1、0.21 kg·s-1质量入口工况的保温层内壁温度沿高度分布，在下部5层支腿缝隙处由于缝隙漏流冷却存在明显降低，不同质量入口工况内壁温度分布趋势相似。

图6 保温层内壁温度沿高度分布

从表6、表7和表8还可看出，堆坑冷却次流在环腔中被充分加热后分别以最高471.57 K、466.15 K和462.57 K迎面直冲向反应堆堆坑，极易造成混凝土温度超限，因此需增加缝隙流阻来降低“烟囱效应”带来的缝隙泄漏。

表7 0.19 kg/s工况缝隙截面平均温度、流速及质量流量

表8 0.21 kg/s工况缝隙截面平均温度、流速及质量流量

3 结语

本文提出了一种可行的三代核电堆坑筒体保温层缝隙结构的面积等效简化建模方法，并采用CFD对ACP1000堆坑筒体保温层缝隙泄漏进行了数值模拟，得到了支腿缝隙轴向剖面上的温度分布、速度矢量，得到了各层支腿缝隙横截面平均温度、速度、质量流量，支腿缝隙存在26.61%~30.42%不等的总泄漏量，顶部存在462.57~471.57 K不等的高温射流冲击反应堆堆坑，支腿缝隙需采取有效措施增加缝隙流阻，从而降低“烟囱效应”带来的缝隙泄漏。本文为三代核电堆坑筒体保温层的性能评价奠定了技术基础和提供了方法借鉴。