乔雪冬，毕金生，贾 斌，李远山，靖剑平，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100145)

基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析

乔雪冬，毕金生，贾 斌，李远山，靖剑平，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100145)

本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算，研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数，并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比，以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。

AP1000；堆芯组件；热工；格架

AP1000反应堆燃料组件在传统压水堆组件设计的基础上，结构、布局和可燃毒物布置等方面做了较大改进，采用R型搅混翼增强了冷却剂通道间的搅混程度，西屋公司通过一系列试验证明了该组件设计的可靠性和安全性，采用THINC程序对冷却剂经过搅混的状态进行计算和预测，给出了堆芯子通道的热扩散因子的推荐值[1]。还利用VIPRE-W程序对17×17堆芯结构进行了热工计算，经过与试验数据对比，VIPRE-W程序被证明可以用来准确计算和预测AP1000堆芯的各种热工水力现象，其计算结果应用于AP1000的安全分析和评价[2]。VIPRE-W程序基于子通道模型分析的方法将分析对象分为数量较为有限的计算节点，并大量采用经验参数，对于格架、搅混翼周围局部流场的计算不详细，采用通用三维计算流体力学程序Fluent对AP1000堆芯组件进行分析，将在一定程度上弥补子通道分析程序的不足。

本文以1/8燃料组件为研究对象，利用Fluent程序三维模拟计算，与VIPRE-W的计算结果进行对比，研究组件内部流体的温度场和在格架交混影响下的流场分布等其他参数的变化情况。

1 AP1000堆芯组件结构与分析模型的建立

AP1000堆芯(见图1)是由规定数目的燃料棒组成，这些燃料棒用定位格架和顶部与底部固定件装配成燃料棒束。燃料棒则是由二氧化铀燃料芯块封装在圆柱形的锆基合金管内构成，燃料棒束按近似正圆柱体模式进行布置。每盒燃料组件按17×17的方阵排列，由264根燃料棒、24根控制棒导向管和1根堆内测量仪表管组成。仪表管位于燃料组件的中心位置，当燃料组件处在堆芯探测区域时，仪表管可为堆芯中子探测器提供插入通道。导向管是燃料组件的结构部件，可为中子吸收棒、可燃毒物棒、中子源棒或其他组件提供插入通道。燃料棒在燃料组件中由14层结构格架(包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和4层中间搅混格架)及1层保护格架进行支承。每个格架栅元内的刚凸和弹簧为每根燃料棒提供6点接触支承。条带包含有弹簧、刚凸和搅混翼或任何三者的组合。在AP1000燃料组件中有两类结构格架。一种格架具有从条带边缘凸起弯入冷却剂流道中的搅混翼，被用在燃料组件的高热流区域以促进冷却剂的混合。另一种格架位于燃料组件的顶部和底部，在条带上没有搅混翼。在格架的固板上设有搅混翼，除了具有搅混功能外，还能在进行吊装或堆芯加载和卸载时，为格架和燃料组件互相经过突出表面时提供导向作用[3]。

图1 堆芯组件及支承结构Fig.1 Core assembly and support structure

对组件进行建模时对几何模型做了以下处理：对于燃料组件，由于其内部存在结构复杂的格架，因此主要采用几何适应性好的非结构化网格。由于格架部分结构复杂，且冷却剂流动变化比较剧烈，在格架与搅混翼处进行局部加密处理，以获得较好的计算结果。

2 参数及边界条件设置

稳态时，假设堆芯轴向功率分布为余弦分布，径向为贝塞尔函数分布。在组件侧面位置，与相邻子通道之间存在横向流动，而且它们之间的横向流动是相互的，可设置为对称性边界条件。在Fluent程序计算时，由于堆芯功率分布不均匀，不能直接在边界条件中定义，需要编写用户自定义功能文件(UDF)来确定功率的分布情况。

格架是堆芯中引起流道阻力的最重要因素，不同结构的格架，阻力特性上也不同，在热工水力计算中需要进行重点模拟和分析。Fluent程序中，阻力是由Roughness Height 和Roughness Constant等参数模拟计算的，满足如下关系式[4]：

其中，up为平行于壁面的速度，yp为距离壁面的高度，K为von Kármán常数，一般取0.4187，E取9.793。fr表示表面粗糙度造成的阻力效应，Cμ为常数，在一般标准两方程湍流模型中取0.09。τw为切向应力，Pa。k为单位动能，J/kg。根据壁面光滑程度的不同，当Ks为实际当地粗糙长度时，定义一个代表壁面粗糙度的无量纲系数：

fr采取不同的表达形式[5]：

3 计算结果

3.1 组件温度场分析

在轴向方向提取温度分布的计算结果，经过面平均处理得到出口平均温度与VIPRE-W计算结果进行比较，如图2所示，在稳态运行时，VIPRE-W和Fluent计算的组件出口平均温度分别为596.84K和597.185K，误差小于1%。

图2 温度沿轴向变化曲线Fig.2 Axial Temperature curve

由图2可知，同子通道程序相比，Fluent模型的温升趋势和相同截面上的温度都符合的较好，在轴向高度的中间位置，由于热流密度比较大，因而其温升相对很大，两端的热流密度较小，温度的变化趋势也相对较小。在堆芯模型活性段高度方向上平均截取8个平面进行比较，可观察到冷却剂温度从低到高被逐渐加热的过程(见图3)。

控制棒附近的温度一直处于比较低的水平，但随着轴向高度的增加，这种差异越来越不明显，接近出口处的温度分布比较均匀，说明由于轴向格架的存在，使得冷热工质交混比较充分。

通过VIPRE-W的计算，可以确定MDNBR发生的位置，再与Fluent程序计算出的当地实际热流密度比较，可得出其值为2.48，对应的轴向高度为2.240m，在轴向的临界热流密度以及DNBR的变化值如图4所示。

可以发现最小DNBR值既不是发生在燃料元件最大表面热流密度处，也不是发生在燃料元件冷却剂通道出口处，而是发生在最大热流密度略微靠后的位置上，造成这一现象的原因是燃料元件释热率沿轴向的分布不均匀，而冷却剂焓又沿着通道轴向越来越高，两者共同作用导致了该现象。

3.2 组件流场分析

组件内流速分布受格架影响较大，格架使冷却剂在棒束通道内的流动存在强烈的交混效应。交混效应使得冷却剂在子通道之间存在横向流，加强了各子通道间的对流换热。图5显示通道内平均速度不断上升，这是因为冷却剂温度上升密度减小，相同质量流速的情况下，流速会不断增大。

经过格架后的冷却剂有很强的横向流动，冷却剂在横向有很大的动能，可维持流体在子通道之间的交混流动；之后，随着流动的继续，冷却剂由于黏滞阻力而损耗的能量也在不断增加，使得流体的自身能量降低，使子通道间的横向交混逐渐减弱，开始在子通道内形成漩涡。交混流动减弱不利于燃料棒表面的对流换热，所以在整个堆芯高度上，需要在特定的高度上安装格架，这样一方面可以固定燃料棒，另一面可以加强通道间的交混以利于传热。

速度矢量图如图6所示，子通道间的横向交混运动得到了加强，并在棒间形成较为稳定的横向旋涡流动。计算结果表明，旋涡流动方向与搅混翼叶片的旋转方向一致。从换热角度来说，横向流动加强了燃料包壳外表面对流换热效果，有利于堆芯热量的传递。

图3 温度轴向不同横截面变化图Fig.3 Axial temperature distribution on deferent cross sections

图4 DNBR及临界热流密度沿轴向变化图Fig.4 Axial distribution of DNBR and CHF

图5 沿轴向不同截面速度云图Fig.5 Axial cloud distribution of velocity on deferent cross sections

图6 不同截面横向速度矢量图Fig.6 Axial vector distribution of velocity on deferent cross sections

3.3 定位格架阻力特性分析

在Fluent程序中，需要在监视器中添加阻力监视器来监视物体的受力情况，计算如式如下式所示：

式中的流体密度、参考速度和面积A都是在参考值设置对话框内确定的。选用湍流模型中的k-w模型和k-e模型，由上式得到格架在相应位置的阻力系数，与VIPRE-W阻力系数进行对比，如表1所示。

不同模型下计算所得到的阻力系数与额定值相差较大，而k-w模型与k-e模型计算出的阻力系数基本一致。差异的主要原因是程序采用的经验参数不同，从试验验证的角度来说，子通道计算程序VIPRE-W所采用的经验参数是来自经确认的试验台架或反应堆运行数据，对堆芯组件的计算更具有适用性；而Fluent程序模型参数大多来自通用热工水力学实验和公式，因此对于堆芯组件这种特殊结构的计算误差较大。但从结果对比来看，对于同一种格架结构，Fluent的计算误差基本一致，说明其计算结果合理，误差可通过引入修正因子的方法消除。同时，不同的湍流模型对阻力系数的计算结果差别不大(见图7)。

表1 阻力系数计算结果的对比

图7 格架阻力系数Fig.7 Grids’ resistance coefficient

4 结论

在针对八分之一组件开展的稳态计算中，Fluent程序和VIPRE-W程序在计算通道内轴向温度分布时的结果比较接近，说明Fluent程序建立的三维模型在计算三维组件温度分布时具有较高的可靠性；在计算三维流场时，Fluent程序模型显示组件格架搅混叶片使得冷热工质在流动过程中进行了充分的混合，并且横向流动强度逐渐减弱，在最后形成子通道内的旋涡流。

在进行堆芯热工计算时需通过与子通道软件的配合使用，可使计算效率得到提高。一方面，VIPRE-W程序能够快速得到堆芯和组件内的温度分布，准确的定位最热组件和通道等；另一方面，改进后的Fluent程序计算模型能够在三维空间对局部细节参数进行计算，并能够精确得到组件内部具体某一位置的相关参数。

通过Fluent程序与VIPRE-W程序的结合使用，既能得到全面直观的三维结果和局部热工流体特征，又能快速有效的得出DNBR以及燃料棒内部温度的分布情况。

[1] Westinghouse LLC. Westinghouse AP1000 Design Control Document REV17[R]. Westinghouse Electric Company LLC，2008.

[2] NRC. Final Safety Evaluation Report：Related to certification of the AP1000 standard design[R]. US：NRC，2004.

[3] 林诚格，郁祖盛，欧阳予.非能动安全先进压水堆核电技术[M].北京：原子能出版社，2010.

[4] A. Karvinen，H. Ahlstedt.Comparison of Turbulence Models in Case of Jet in Crossflow Using Commercial CF Code[M].2005：399-408.

[5] T. Kim，H.A.Dwyer，A.Cheer，et al. Computational Fluid Dynamics 2008[M].2009.

Thermohydrodynamic calculation and analysis for AP1000 Reactor Core Assembly based on the code of Fluent

QIAO Xue-dong，BI Jin-sheng,JIA Bin, LI Yuan-shan，JING Jian-ping，ZHANG Chun-ming
(Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100145)

The temperature and velocity distribution of AP1000 reactor core assembly was modeled and calculated by the CFD code of Fluent in this paper. The influence of grid to flow was studied and the flow resistance coefficient was calculated. The veracity for the code of Fluent applying on the fuel assembly was testified by comparing with the code of VIPRE-W.

AP1000；Core assembly；Thermohydrodynamic；Grid

2016-03-11

大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项：CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001)

乔雪冬(1979—)，男，内蒙古呼伦贝尔人，博士，核反应堆热工水力与安全分析专业

靖剑平:jingjianping@chinansc.cn

TL33

A

0258-0918(2016)04-0476-06