中国实验快堆反应堆容器温度场计算

2006 年 CDAJ 中国用户论文集中国实验快堆反应堆容器温度场计算乔雪冬中国原子能科学研究院1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集中国实验快堆反应堆容器温度场计算 Thermal hydromechanical analysis of reactor vessel system乔雪冬 （中国原子能科学研究院）摘要：中国实验快堆的高温冷却剂与外界大气之间存在巨大的温差。为了确定热量排 出情况， 保证反应堆安全， 本文利用热工流体力学计算软件STAR－CD对反应堆容器冷却系统 进行三维数值模拟， 得到了合理的分析结果， 为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提 供了数据，对快堆优化设计和安全分析有重要的意义。 关键词：反应堆容器 辐射换热 数值模拟 温度场 Abstract: Large temperature difference exists between atmosphere in reactorpit and the high temperature coolant in China Experimental Fast Reactor, For the sake of ascertaining complexion of heat dissipating; this paper presents the heat loss calculation results for reactor vessel System of CEFR. The author have taken a throughout thermal hydromechanics analysis using computational fluid dynamics software STAR-CD, and have got a reasonable result, offered the data to mechanical analysis. It is very important to CEFR for more desirable design and security analysis.Key words: Reactor vessel system，radiation heat transfer，Numerical Simulation，Temperature field1 引言中国实验快堆（CEFR）是一座快中子实验反应堆，快堆利用快中子轰击堆芯内的易裂变 材料产生大量能量， 并将这些裂变能由冷却剂工质传递给汽轮发电机发电。 反应堆容器系统 是快中子堆特有的系统， 用于包容堆芯和一次冷却剂， 具有屏蔽堆内核辐射和异常情况下冷 却反应堆的重要作用。本文应用 STAR-CD 程序，在停堆、额定、事故三种状态下对堆容器系 统进行数值模拟， 以确定堆容器系统在不同边界条件下的温度分布， 得到的数据将为反应堆 系统的安全性分析提供依据。2 系统描述堆容器系统是承载堆本体的装置，从内到外由主容器、保护容器和保温层组成，堆容器 系统结构位置见图 1。其中主容器是堆容器系统中最主要的承压、屏蔽放射性设备，为了防 止主容器过热，威胁到安全屏障，CEFR 设计了专门的堆容器冷却系统，以确保主容器温度1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集不超过其材料使用限值。 堆内的一部分热量通过堆容器各层散失到堆坑空气中。 主容器沿高 度分为三段： 底部为半椭球形， 中间为直桶段， 上部为锥形。 直桶段内径 7960mm， 壁厚 25mm， 总高度 12195mm。主容器外面是保护容器，保护容器按高度分为上下两段，下部为半椭球， 上部为直桶段。保护容器壁厚 25mm，它与主容器之间有 87.5mm 的间隙，内充氩气。保护容 器外面包有保温层，保温层由不锈钢箔制作，直桶段保温层厚度 77mm。堆内的热量经过主 容器、氩气间隙、保护容器、保温层传递到堆坑空气中。保护容器 主容器 保温层 堆芯图 1 堆容器系统3 材料物性计算中涉及到材料的物理性质，统一用以下公式：[1] 钢材料的物理性质： 热导率：λ=14.54+0.015T 比 密 热：Cp=503+0.1725T 度：ρ=7850 kg/m3W/(m. ℃) J/(kg. ℃)保温层材料的物理性质： 热导率：λ=0.0385+0.000186T 比 密 热：Cp=520.5 度：ρ=400 J/(kg. ℃)3W/(m. ℃)kg/m氩气的物性参数取自 SATRCD 程序数据库。[2]4 边界条件与计算方法计算域内边界取直径为 7.96 米的主容器内侧，各状态下温度条件见表 1。其中在额定 和事故状态下主容器内侧具有明显的热分层现象，以-6.4 米为界，下部 360℃，上部按表值 线性分布；外边界取保温层外表面，在反应堆各种状态下均取 50℃。1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集表 1 不同状态下系统内热边界温度（℃）[3] 系统上部（-6.4 米以上） 额定功率运行 冷停堆 事故状态 360-400 250 360-505 系统下部（-6.4 米以下） 360 250 360计算需考虑热传导、对流换热及辐射换热等多种热传递方式，计算复杂，需要数量巨大 的迭代。本次计算采用商用热工流体程序 STAR－CD，采用 1：1 的比例，六面体 Hexa 网格 模拟堆容器结构，网格划分及边界条件设置见图 2。由于主容器和保护容器之间的氩气处于 封闭区间内， 其运动方式为由体积力驱动的自然循环流动， 因此算法采用了压力隐式算子分 割法即 PISO 算法。内边界－ 一次冷却剂辐射边界外边界－ 堆坑空气图 2 计算网格与边界条件 氩气层内的辐射和吸收是在整个气体容积内进行的， 程序计算时气体介质被当作灰体考 虑。辐射经过介质时辐射强度 I 和方向角Ω的变化遵循下式：其中，s 为Ω角度上的输运长度； Eg：黑体辐射强度； Ka：辐射吸收因子； Ks：散射因子； P（Ω,Ω’）:辐射方向角变化概率。 氩气层两侧的固体壁面被设定为透热可辐射的墙壁边界， 其法向发射率εn 取 0.8。 [4]1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集5 计算结果分析由于反应堆内部冷却剂存在热分层的现象，选取-8.3 米到-3.4 米之间的 5 个高度来研 究。图 3 给出额定状态下五个高度点的温度变化曲线，在各个高度点附近的温度变化不大， 可近似认为相等。 温度曲线变化趋势清楚的反映了系统各部分对温度下降的贡献。 其中主容 器和保护容器的材料是不锈钢， 其热阻非常小， 热量通过这些设备时基本没有带来明显的温 差，而在氩气层和保温层的温度变化趋势明显，保温层是最主要的保温设备，温度在该层下 降得最剧烈。另外两种状态的温度变化也保持同样的趋势。图 4 给出了在各状态下，主容器 在五个高度点上两侧的温度差值，可知主容器两侧在反应堆各状态中最大温差不超过 0.25 ℃，能够保证设备不会受热应力的冲击而导致损坏。计算中，保温层材料的导热系数为给定 的经验值，因此该层的温度变化是线性的，而氩气层因受到对流和辐射换热的综合影响，其 温度变化趋势比较复杂。图 3 额定运行状态温度变化曲线图 4 不同状态下主容器两侧温差 由 SATR－CD 得出温度场见图 5-7。三种运行状态下，温度都是由内到外逐渐降低，停 堆状态下堆芯不发热，反应堆内冷却剂的温度整体保持在 250℃左右，所以堆容器系统的温 度随高度方向变化不大。 而在额定运行状态和事故状态下堆容器受到堆芯释放的裂变热的影1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集响，呈现上热下冷逐渐分层的状态。堆容器底部由于受堆芯影响小，其温度内边界在额定状 态和事故状态下都是 360℃。温度分布见图 8。图 5 停堆状态下堆容器系统温度（右为纵向剖面）图 6 额定状态下堆容器系统温度（右为纵向剖面）1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集图 7 事故状态下堆容器系统温度（右为纵向剖面）图 8 堆容器底部（①底部结构、②250℃时温场、③360℃时温场）6 结论通过利用 STAR-CD 程序对堆容器系统进行数值模拟，得到以下结论： 1) 停堆状态下， 堆容器系统高度方向上的温度基本保持不变， 而在额定和事故状态下由于 堆芯发热出现了上热下冷的热分层现象。 2) 主容器在不同高度点上的径向温差都很小，最高不超过 0.25℃，验证了主容器在长期 的反应堆运行过程中不会产生大的局部热应力，能够确保反应堆安全。 3) 在系统中起主要保温作用的是保温层， 该层温度降低的幅度最大。 氩气层由于对流换热 和辐射换热的共同作用，强化了换热效果，使温度变化呈现非线性形态。1

2006 年 CDAJ 中国用户论文集参考文献[1] 居怀明等 载热质热物性计算程序及数据手册 1996.6 第一版 [2] USER GUIDE, STAR-CD VERSION 3.10，1999 Computational Dynamics Limited [3] 中国实验快堆施工设计参数总表 （CEFRZ02ZTS01） [4] 杨世铭 陶文铨 传热学 1998.12 第三版1