船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序的研制

总第 94期 海 军 工 程 大 学 学 报 JOURNAL OF NAVAL UNIVERSITY OF ENGINEERING 2000年第 5期 ·45· 文章编号 ：1009—3486(2000)05—0045一O4 船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序的研制 于 雷，蔡志明，王少明 (海军 工程 路基工程安全技术交底工程项目施工成本控制工程量增项单年度零星工程技术标正投影法基本原理 大学 动力工程学院，湖北 武汉 430033) 摘 要：针对船用反应堆的实际特点，在充分研究欠热沸腾传热的基础上，建立堆芯热工水力模型，研制 了船 用堆芯稳态热工水力分析程序．程序可用于分析船用反应堆正常工况和某些事故工况下的堆芯热工水力特 性 ． 关键词 ：船用反应堆；堆芯 ；热工水力 中国分类号 ：U664．151 文献标识码 ：A 船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序Ⅲ用来分析反应堆正常工况和某些事故工况下堆芯热工水 力特性．该程序能详细提供反应堆稳态工况下全堆芯、燃料组件和单个子通道平均管、热管的冷却剂焓 温场、密度场(包括空泡份额和含汽量的分布)、燃料元件温场、DNBR分布、冷却剂的压降和流速．该程 序用FORTRAN--77语言编写，为模块化结构，使用灵活，移植方便，不仅可以独立使用，也可被瞬态热 工水力的计算程序调用． 1 数学物理模型 1．1 计算通道 程序可以计算以下几种类型的计算通道 ： (1)以全堆芯或一个流程为一计算通道——用 于描述全堆芯或一个流程的平均状态． (2)以一个组件为一计算通道——用于描述一个组件的平均热工水力特性． (3)以一个子通道为一计算通道——选用子通道是为了适应程序中以子通道参数整理成的热工水 力关系式，并找出堆芯最危险的热工水力状态． 1．2 堆芯冷却剂温场计算 冷却剂的流型采用等滑速的两相均匀流模型．欠热沸腾传热模型(包括空泡份额和含汽量分布的计 算)比较多，各种模型中的经验关系式主要来源于实验数据，不同模型的建立方法和使用条件不同，应用 于特定反应堆的结果会有所不同．特别是在反应堆堆芯中，功率沿轴向分布不均匀对几种传热模型影响 较大，尤其是对低欠热沸腾起始点的判断和含汽率的计算影响更大． 分别采用 Bowring、Rouhani、Zuber、I evy 4种国际上应用较为广泛的欠热沸腾传热模型L2]，在边 界条件相同的情况下 ，利用 Bowring、Rouhani、Zuber和 Levy模型计算反应堆热管的轴向空泡份额和 含汽率，计算结果见图 1、2．由计算结果可以认为：计算结果的差别 主要是 由于模型在计算热管通道时 ， 在考虑局部特性影响和上游形成历史的影响上存在差异．Zuber和 I evy模型着重于燃料元件局部热流 收稿 日期 ：l 999一I1—22；修订 日期 ：2000—07—1 8 作者 简介 ：于 雷(1 972一)，男 ．讲师．硕士． 维普资讯 http://www.cqvip.com ·4 6· No．5，2000 JOURNAL OF NAVAL UNIVERSITY OF ENGINEERING Sum No．94 密度的影响，因而空泡份额和质量含汽量沿燃料元件轴向呈指数分布；Bowring与Rouhani模型不仅考 虑局部特性影响 ，而且考 虑上游形成历史．计 算结果[1]表 明，对 于特定 的船用 反应堆 ，采用 Zuber和 Levy传热模型，空泡份额和质量含汽量计算结果与 设计 领导形象设计圆作业设计ao工艺污水处理厂设计附属工程施工组织设计清扫机器人结构设计 值相比偏差较大，尤其在高功率稳态计算时，采 用这两种模型计算冷却剂轴向焓温场，在燃料元件 2／3长度处的冷却剂温度已达到饱和温度，这与实际 设计值偏差非常大．采用 Bowring与 Rouhani模型计算结果与设计值符合较好．对于特定的船用反应 堆，欠热沸腾传热模型推荐采用 Bowring或 Rouhani模型． 图 1 热管轴向空泡份额分布 1．2．1 冷却剂的液相、汽相能量方程 (1)液相能量方程 dim 图2 热管轴向含汽率分布 { (z)ldz ． 一 EdQ (z)一dQc(z)])Fm—G[I—z(z)]A dH(z) dQ6㈤ 一 dQ (z)一 K (z)dTf(z)dzAf 一 。肌 ㈤ 。力 (1) (2) (3) (4) Nq一 ㈣ dTl(z)一 T 一 Tf(z) (6) 式中：q，，(z)为轴向z点处的实际热流密度； 为计算通道的加热周长；dQ 为欠热沸腾产生汽泡热；dQ 为欠热沸腾汽泡冷凝热；F 为交混因子；G为计算通道的冷却剂质量流速；z为冷却剂含汽量；A 为计 算组件的流通面积 ；^ 为冷却剂放热系数；d丁，为冷却剂的过冷度；n为空泡份额；P为流体密度；H 为汽 化潜热；c 为冷却剂液相比热； 为冷却剂导热系数；Re为雷诺数；Pr为普朗特数；Ⅳ(z)为冷却剂焓；口 为冷却剂表面张力； 为冷却剂动力粘度；dTl为冷却剂过冷度，丁，为冷却剂温度；T，为冷却剂饱和温 度．下标 厂、g分别代表液相和汽相，FDB表示低欠热沸腾起始点． (2)汽相含汽量与空泡份额的计算 a．Rouhani公式 dx一[dQ (z)一dQ (z)]／GH A )一 (c( + ]+ 1．18 c( )一 j ·o+日 (gD ) [1一·r(z)]／[G／P：(z)] z5 PP≥7o ooo la 3 Pe< 70 000 Pe— GD C ／2(z) (7) (8) (9) (1O) O O O O O O O O 0 ． 维普资讯 http://www.cqvip.com 总第94期 海 军 工 程 大 学 学 报 2000年第5期 ·47· V 一 {Epf(z)一p．]o(z)g／Ep，(z)] 式中：D，为流道的水力当量直径；n aa3为常数． b．Bowring公式 (11) dx一 {Eq”( )一g 1( )](Afdz))／(2．3GHz．) (12) ( )一 F。B+ ] FDB—Af ／ I (13) ! 兰 一 ． 兰 兰 J 1一 ( ) 1一 z( )J 式中：口 1( )为单相液体换热热流密度； 为汽泡层厚度． 冷却剂的物性参数可通过物性参数关系式求得．通过求解上述各式，就可求出冷却剂的焓温场、密 度场、质量含汽量和空泡份额的分布． 1．2．2 欠热沸腾起始点的判别 (1)判别是否为高欠热沸腾 ，可采用以下两种方法 ，即 ： a．Rouhani公式 q P!( )一h( )ET,一丁f( )]≥ 0 (14) b．Bowring公式 q P!( )丌D，dz≥GCpEdTt( )+dToNB—g”( )／^( )] (15) dT0NB—q P!( )／h( )一25Eq”( )／10 ] EXP(一p／62．2) (16) h( )一0．023GCpERe( )] - EPr( )] 。 (17) 式中：h为冷却剂强迫对流换热系数；下标 ONB表示高欠热沸腾起始点． (2)判别是否为低欠热沸腾 ，可采用以下方法 ： g”( )丌D，dz≥GCpEdTf( )i +dTFDB—g”( )／^( )] dTFDB一 『”( )／v, 一 (14+ 0．987p)× 10 式中：P表示冷却剂压力； 为堆芯进口流体的流速． 1．3 临界热流密度和 DNBR的计算 本文选用 B—w 和 w一3两个公式 计算临界热流密度和最小烧毁 比． I．4 燃料元件的温度场计算 燃料导热方程： ) ]+g 一o r Qr— Qr一 一 式中：r为燃料芯块半径； 为芯块的导热率； 为芯块温度； 为芯块体积释热率． 间隙热导以修正的 DEAN c。 模型为基础，考虑燃料棒的热膨胀、密实化和裂变气体的释放，考虑包 壳的表面氧化和污垢层的影响． 2 程序的计算与验证 利用船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序，选用 Rouhani模型对某船用反应堆堆 芯在不同寿 、， ＼ ＼ 8 9 O 1 1 2 维普资讯 http://www.cqvip.com JOURNAL OF NAVAL UNIVERSITY OF ENGINEERING 期、不同工况下的稳态热工参数进行分析计算．这些热工参数主要包括冷却剂流量、堆芯压降、燃料元件 和包壳的最大温度、冷却剂温度场及含汽量、最小烧毁比等．所计算的参数与相应工况的设计值进行了 比较，并对计算结果和误差进行了分析[1]，验证了程序的可用性和准确性．鉴于篇幅所限，仅给出各种功 率下最小烧毁比和燃料元件最大中心温度的计算结果． 在寿期分别为 10、100、160天，功率分别为 50％、100％和 ll0％额定功率，热管最小烧毁比与热管 最大中心温度的计算结果与设计值的比较见表 1．堆芯最小烧毁比的计算与设计值比较，最大相对误差 为 6．73％．堆芯热管最大中心温度计算值与设计值比较，最大相对误差为 5．09％． 表 1 各种功率下的热管最小烧毁 比与燃料元件最大中心温度的计算结 果 3 结 论 计算值与设计值的相对误差(％) 在充分研究均匀流欠热沸腾传热的基础上，建立了船用反应堆堆芯的热工水力模型，研制了堆芯稳 态热工水力分析程序．通过对实际堆芯稳态热工水力特性进行计算和校核，证明该程序计算结果正确， 功能齐全，使用方便．本程序可分析船用反应堆正常工况和某些事故工况下堆芯热工水力特性，为船用 反应堆的安全运行和技术保障提供科学、合理的依据． 参考文献： [13王少 明．船用反应堆堆芯稳态热工水力分析 系统 ER]．武汉 ：海军工程 大学 动力工程学院 ，1998． E23徐济均．沸腾传热和汽液两相流[M]．北京：原子能出版社，1993． The development of steady—state analysis code for marine nuclear reactor YU I ei，CAI Zhi—ming，W ANG Shao—ruing (Power Eng．College，Naval Univ．of Engineering，W uhan 430033，China) Abstract：According tO the characters of marine nuclear power equipment，the steady—state analysis code for marine nuclear reactor is developed．The code，which iS based on the advanced mathematical and physical models，particularly the sub—cool boiling heat transfer models can be used tO analyze the steady—state thermal—hydraulic behaviors of reactor in normal condition or some accidents． Key words：marine nuclear reactor；reactor core；thermal—hydraulic 维普资讯 http://www.cqvip.com