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ACP100集成式堆顶结构可压缩气体对流传热数值模拟

2016-11-03何培峰马梓淇孙善文周进雄

核技术 2016年10期
关键词:控制棒壁面流场

何培峰 许 斌 罗 英 余 豪 马梓淇 孙善文 周进雄

1(中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都 610200)2(西安交通大学 航天航空学院 机械结构强度与振动国家重点实验室 西安 710049)

ACP100集成式堆顶结构可压缩气体对流传热数值模拟

何培峰1许斌1罗英1余豪2马梓淇2孙善文2周进雄2

1(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610200)2(西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049)

反应堆集成式堆顶结构的功能之一是通过冷却气体的对流传热为控制棒驱动机构提供冷却。针对ACP100反应堆集成式堆顶结构建立完整的模型并划分流场网格,基于ANSYS/CFX软件分别对可压缩气体和不可压缩气体进行计算,并严格对比分析了其结果,重点研究气体可压缩性对对流传热计算结果的影响。计算结果表明,气体可压缩性对速度、温度分布和压降有较大影响,忽略气体可压缩性所预测的控制棒驱动机构表面最高温度偏低,控制棒驱动机构间隙气体最大流速和压降也偏低。

可压缩气体,集成式堆顶结构,计算流体动力学,对流传热

随着数值仿真计算技术的进步,计算流体动力学(Computational fluid dynamic, CFD)方法已经被广泛应用于各种流场问题的数值仿真计算[1−3],反应堆的流场分析问题就是其中之一。Martinez等[4]基于STAR-CD对反应堆一回路热工水力进行了数值模拟。Kao等[5]对反应堆压力容器上腔室流场进行了分析。Baliga等[6]讨论了集成式堆顶结构在商用压水反应堆结构上的应用,论述了堆顶结构内部控制棒驱动机构(Control rod drive mechanism, CRDM)冷却系统的设计和基本参数。余志伟等[7]对M310堆顶结构通风冷却系统进行了不可压缩气体流场和温度场数值分析。于浩等[8]基于可压缩理想气体对堆顶结构风冷系统进行了数值模拟。

在对反应堆堆顶结构进行对流传热数值模拟时,气体的可压缩性是一个基本问题。对于气体可压缩性问题,已有相关学者进行了研究[9−10]。通常情况下认为当气体流动速度不高、压力变化较小时,可以近似为不可压缩气体;但是当气体流动马赫数大于0.3 Ma时,必然会引起很大的压力变化,从而导致密度也会发生显著的变化,这时就需要考虑气体可压缩性的影响。由于堆顶结构复杂,局部区域气流马赫数要高于0.3 Ma,因此在对堆顶结构进行流场分析时,气体的可压缩性会对堆顶结构流场分析产生较大影响。现有关于堆顶对流传热模拟的文献中,既有采用可压缩假设的,也有采用不可压缩假设的,更缺乏对两种不同假设计算结果的定量对比和分析。基于此,本文以ACP100反应堆集成式堆顶结构为例,深入研究了气体可压缩性对集成式堆顶结构对流传热特性的影响。首先利用HyperMesh软件对堆顶结构进行高质量网格划分;然后基于ANSYS/CFX15.0软件,分别分析在气体可压缩与不可压缩条件下堆顶结构的速度场、温度场以及压力场。

1 计算模型与求解设置

1.1几何模型

ACP100集成式堆顶结构通风冷却系统主要由保温层、风板、控制棒驱动机构、围筒、出口、支撑板、抗震板、固定保温层等组成。其工作原理是冷却空气首先通过顶部的进风口进入,流经控制棒驱动机构间隙,之后通过围筒下部和围板,最后经出风口流出,从而达到为控制棒驱动机构降温的目的,其几何模型如图1所示。

图1 ACP100堆顶结构几何模型Fig.1 ACP100 3D model.

1.2网格划分

由于堆顶结构比较复杂,使用四面体网格自动划分方法虽然可以快速地对堆顶结构进行网格划分,但是这种方法划分的网格质量不高,而且需要的网格数量较多。本文基于HyperMesh有限元划分软件对堆顶结构进行了高质量的六面体网格划分,相比于四面体网格而言,六面体网格在同样的网格尺寸下数量要少很多并且其网格方向更能迎合流场方向(例如在边界层附近区域),因此采用六面体网格在计算分析时更容易收敛,结果更加精确。由于网格数量在很大程度上会影响计算结果,因此我们对堆顶结构分别划分了6.48×106、9.42×106、1.319×107三种不同数量网格。表1给出了三种不同数量网格所计算的堆顶结构进出口压差以及出口速度对比,从表1中结果可以看出,当网格数量超过9.42×106之后,继续增加网格数量计算结果基本保持不变。由此可知网格数量为9.42×106满足网格无关性要求,因此对堆顶结构的计算分析采用网格数量为9.42×106的网格。堆顶结构整体流场以及顶部流场网格如图2所示。

表1 不同网格数量分析Table 1 Analysis for different amounts of mesh.

图2 ACP100堆顶结构流场网格 (a) 整体流场网格,(b) 顶部流场网格Fig.2 ACP100 mesh model. (a) Overall flow field mesh, (b) Top flow field mesh

1.3边界条件与求解设置

ACP100集成式堆顶结构的工作环境为反应堆安全壳内部,流体介质为空气,通常在运行工况下,堆顶结构入口附近的气体压力为一个大气压,入口温度在5−80 ºC之间,堆顶结构出口冷却风量的质量流量在9.5458 kg·s−1左右。我们基于ANSYS/CFX软件分别对不同工况下堆顶结构流场在气体可压缩与不可压缩条件下进行分析计算,边界条件与求解设置如下:

1) 流体域设置:在可压缩条件下,采用可压缩的理想气体模型作为实际空气的近似,流体介质选择理想气体,热量传输模型选择全热模型。参考压力设置为1.01×105Pa,湍流模型选择K-Epsilon湍流模型。在不可压缩条件下,采用不可压缩的气体模型作为实际空气的近似,流体介质选择25 ºC空气,热量传输模型选择热焓模型,其他设置与可压缩条件相同。

2) 入口及出口边界条件设置:入口边界类型选择开放式边界,质量与动量参量设置为开放压强与方向,相对压力选择0 Pa,方向选择与边界垂直,湍流参量选择中等湍流密度,热量传输设定为开放式温度,环境温度根据工况的不同分别设为5 ºC、20 ºC、55 ºC、80 ºC。堆顶结构的出口边界类型设置为出口,出口流体的质量与动量设置为质量流量速率,其根据工况的不同设为9.5458 kg·s−1,以及在此基础上分别增加和减少10%。

3) 壁面边界条件设置:控制棒驱动机构壁面设置为不可滑移的光滑壁面,热流量为3592.1 W·m−2,绝热壁面设置为不可滑移的光滑绝热壁面,保温层恒温壁面设置为不可滑移的光滑壁面,温度设置为60 ºC。

4) 求解步长设置:由于堆顶结构网格数量巨大,所以合理的步长选择对于求解精度以及收敛性至关重要。步长过小,收敛速度慢,但是比较稳定;步长过大,收敛速度快,但是容易造成震荡甚至发散。经过不断试算,最终得到了合适的求解步长,如表2所示,在该求解步长的计算下,质量与动量、热传导、湍流耗散与湍流动能均收敛到5×10−5左右。

表2 求解步长设定Table 2 Analysis step length.

2 可压缩与不可压缩气体计算结果对比

2.1环境温度为20 ºC、冷却风量为9.5458 kg·s-1时结果分析

图3分别给出了在气体可压与不可压条件下堆顶结构整体流线图,从图3中可以看出,冷却空气从堆顶入口开始进入,在经过控制棒驱动机构间隙时,由于流动区域变小,气流流速增大。气流在通过控制棒驱动机构间隙之后由于流动空间变大,气流流速减小,在通过围板之后气流流速增大,最终通过出口流出。从可压与不可压条件下的流线图均可以看出气流在围筒底部区域以及出口与围板的连接位置附近存在较多漩涡,这会导致流场在这些位置产生较大压力损失。在可压条件下,空气最大流速为151.7 m·s−1,发生在围板靠近出口区域。在不可压条件下,空气最大流速为134.1 m·s−1,相比可压条件减小较大,但出现位置基本相同。

图3 堆顶结构整体流线图 (a) 可压缩,(b) 不可压缩Fig.3 ACP100 streamline. (a) Compressible, (b) Incompressible

图4分别给出了在气体可压与不可压条件下控制棒驱动机构壁面温度云图。从图4(a)可以看出,在可压条件下,控制棒驱动机构壁面最高温度为669.8K,其中外围控制棒驱动机构壁面温度较低,靠近中心区域的温度较高。气体在流经磁轭线圈时由于间隙较小,流速较大,因此磁轭线圈壁面温度较低,在两层磁轭线圈中间区域,由于流动空间突然变大,会在该区域产生漩涡,且流速不高,因此在磁轭线圈中间区域壁面温度较高。在流过下层磁轭线圈后,流动空间增大会导致气体流速的降低,所以下层磁轭线圈下部壁面温度较高。在不可压条件下,控制棒驱动机构壁面最高温度为536.9 K,相比可压条件下最高温度有所降低,同时整体温度分布也更加平均。

图4 控制棒驱动机构壁面温度云图 (a) 可压缩,(b)不可压缩Fig.4 CRDM wall temperature. (a) Compressible, (b) Incompressible

图5给出了Y=0 m的XZ平面位置示意图以及在该平面上的速度以及压力分布云图。从图5(b)、(c)可以看出,在可压条件下,从上层磁轭线圈间隙到下层磁轭线圈间隙,气流流速逐渐增高,大部分速度高于20 m·s−1,在下层磁轭线圈间隙气流速度最大,达到30.96 m·s−1。气流在流过下层磁轭线圈间隙之后,由于流动空间增大导致速度逐渐降低,受底部外侧负压影响,气流流向偏向控制棒驱动机构外侧。在不可压条件下,其速度分布规律与可压条件基本相同,气体最高流速为30.06 m·s−1,低于可压条件下的30.96 m·s−1,在下层磁轭线圈底部,气流流向偏向控制棒驱动机构外侧趋势没有可压缩气体明显。从图5(d)、(e)可以看出,在可压条件下,沿着控制棒驱动机构向下,其压力逐渐降低,由上部的最大值−6.6 Pa减小到底部最小值−710 Pa,压降为703.4 Pa。在两层磁轭线圈中间区域,由于流动空间的突然增大会出现漩涡,因此在这些区域会导致很大的压力损失。在不可压条件下,其压力相比可压条件有所增大,在该平面上压力最大值为−5.5 Pa,最小值为−681.7 Pa,压降为676.2 Pa,低于可压条件下的703.4 Pa。

图5 XZ平面速度及压力分布云图(a) XZ平面位置示意图,(b) 可压缩速度矢量图,(c) 不可压缩速度矢量图,(d) 可压缩压力云图,(e) 不可压缩压力云图Fig.5 Velocity and pressure distribution in XZ plane. (a) XZ plane position, (b) Velocity of compressible, (c) Velocity of incompressible, (d) Pressure of compressible, (e) Pressure of incompressible

图6给出了控制棒驱动机构三个线圈平面位置示意图及压力分布云图。从图6中可以看出,在可压条件下,上层线圈平均压力在−330 Pa左右,压力较大位置出现在靠近围板附近区域;中层线圈平均压力在−445 Pa左右,压力较大位置也出现在靠近围板附近区域;下层线圈平均压力在−615 Pa左右,压力较大区域出现在线圈平面中间位置。在不可压条件下,不同线圈平面平均压力相比可压条件偏小,其中上、中、下三层线圈平均压力分别在−317Pa、−463 Pa、−594 Pa左右,上层线圈平面内最大压力同样出现在靠近围板附近区域;下层线圈压力分布规律则与可压条件不同,压力最大位置没有出现在线圈平面中心区域。

图6 控制棒驱动机构线圈平面压力云图 (a) 线圈平面位置示意图,(b) 可压缩提升线圈平面,(c) 不可压缩提升线圈平面,(d) 可压缩传递线圈平面,(e) 不可压缩传递线圈,(f) 可压缩夹持线圈平面,(g) 不可压缩夹持线圈平面Fig.6 Pressure distribution in coil plane. (a) Coil plane position, (b) Lift of compressible, (c) Lift of incompressible, (d) Movable of compressible, (e) Movable of incompressible, (f) Stationary of compressible, (g) Stationary of incompressible

2.2不同环境温度与不同冷却风量结果分析

通常情况下,堆顶结构工作的环境温度为5−80ºC之间,因此我们分别讨论了环境温度为5ºC、20 ºC、55 ºC、80 ºC下气体可压缩性对堆顶结构对流传热特性的影响。图7给出了在可压与不可压条件下控制棒驱动机构壁面平均温度以及间隙平均速度,由图7(a)可知,随着环境温度的升高,控制棒驱动机构壁面平均温度也随之升高且气体的可压缩性对控制棒驱动机构壁面平均温度几乎没有影响。由图 7(b)可知,在20 ºC、55 ºC、80 ºC三种环境温度下,可压条件下的控制棒驱动机构间隙平均速度相比不可压条件大,而5 ºC环境温度下,可压条件下的平均速度相比不可压小。

图7 控制棒驱动机构壁面平均温度(a)和间隙平均速度(b)Fig.7 Average temperature in CRDM wall (a) and average velocity in CRDM gap (b).

在原方案的基础上减小10%冷却风量以及增加10%冷却风量,其他条件不变,分别在气体可压与不可压的条件下进行计算分析,以此来考察气体的可压缩性对堆顶结构对流传热特性的影响。图8给出了在可压与不可压条件下中层线圈平面速度与出口平均速度。从图8(a)中可以看出,随着冷却风量的增多,中层线圈平面的平均速度也随之增大,气体的可压缩性对中层线圈平面平均速度影响不大。从图8(b)可以看出,随着冷却风量的增多,出口平均速度随之增大,可压条件下出口平均速度大于不可压。

图8 传递线圈平面(a)和出口(b)平均速度Fig.8 Average velocity in movable gripper coil plane (a) and outlet (b).

3 结语

本文以ACP100集成式堆顶结构为例,基于ANSYS/CFX软件,对气体可压缩性对堆顶结构对流传热特性的影响进行了深入研究。分别计算分析了可压缩与不可压缩条件下堆顶结构的速度场、温度场、压力场分布特性,进而对比了不同环境温度和不同冷却风量下堆顶结构的流场分布特性。计算结果表明,气体可压缩性对速度、温度分布和压降有较大影响,忽略气体可压缩性所预测的控制棒驱动结构表面最高温度偏低,控制棒驱动机构间隙气体最大流速和压降也偏低。因此在进行堆顶结构流场分析时需要将气体的可压缩性考虑在内,这样得到的仿真结果更加接近真实情况。

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Numerical simulation on the convective heat transfer of compressive gas in ACP100 integrated head package

HE Peifeng1XU Bin1LUO Ying1YU Hao2MA Ziqi2SUN Shanwen2ZHOU Jinxiong2

1(Key Laboratory of Nuclear Reactor System Design Technology, Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610200, China)
2(State Key Laboratory for Strength and Vibration of Mechanical Structures, School of Aerospace, Xi’an Jiaotong University, Xi’an 710049, China)

Background: One of the functions of the integrated head package is to cool down control rod drive mechanism (CRDM), which is realized through convective flow and heat transfer of cooling gas. Purpose: Concerning the integrated head package of ACP100 nuclear reactor, we rigorously compared the thermal-fluid computation results. The emphasis of numerical simulation and comparison was laid on the effect of gas compressibility on heat transfer of cooling gas. Methods: The complete mesh model is built by HyperMesh and the thermal-fluid computation results are simulated with commercial ANSYS/CFX software and treating fluid media as both compressible and incompressible gases. Results: The simulation results show that the gas compressibility has great impact on the distribution of temperature, velocity and pressure fields. Conclusion: Ignoring the compressibility of gas would give an underestimation of maximum temperature on CRDM surfaces, lower maximum velocity and smaller pressure drop on CRDM gaps.

Compressible gas, Integrated head package, Computational fluid dynamic (CFD), Convective heat transfer

ZHOU Jinxiong, E-mail: jxzhouxx@mail.xjtu.edu.cn

TL45

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.100601

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室课题(No.HT-A100-02-2015002)资助

何培峰,男,1981年出生,2006年于浙江大学获硕士学位,研究领域为反应堆结构设计

周进雄,E-mail: jxzhouxx@mail.xjtu.edu.cn

Supported by Key Laboratory of Nuclear Reactor System Design Technology Project (No.HT-A100-02-2015002)First author: HE Peifeng, male, born in 1981, graduated from Zhejiang University with a master’s degree in 2006, focusing on reactor structural design

2016-05-03,

2016-07-28

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