钠冷快堆堆外核测量系统热工数值模拟

钠冷快堆堆外核测量系统热工数值模拟
孙贤祖 刘兴民 刘林顶
(中国原子能科学研究院 北京 102413)
摘要：为验证现有堆外核测量系统通风系统合理性，寻找优化方向，该文利用三维数值模拟方法，对示范快堆堆外核测量系统进行了分析，以研究不同送风参数和不同送风位置下堆外核测量系统内的流场、温度场分布情况。

数值模拟结果表明：正常运行工况下送风参数基本满足设计要求，送风位置对冷却效果影响不大，送风温度对核测量系统温度分布的影响大于送风量的影响。

计算结果为堆外核测量系统送风系统设计计算提供了依据，为后续一体化快堆相关系统设计提供参考。

关键词：CFR600 堆外核测量系统 通风系统 数值模拟
中图分类号：TL433文献标识码：A文章编号：1672-3791(2023)17-0056-05 Thermal Numerical Simulation of the Ex-core Nuclear
Measurement System of Sodium-cooled Fast Reactors
SUN Xianzu LIU Xingmin LIU Linding
(China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China)
Abstract: In order to verify the rationality of the existing ventilation system of the ex-core nuclear measurement system and find the optimization direction, this paper analyzes the ex-core nuclear measurement system of demon‐stration fast reactors by using the 3D numerical simulation method, so as to study the distribution of the flow field and temperature field in the ex-core nuclear measurement system under different air supply parameters and posi‐tions. The numerical simulation results show that air supply parameters basically meet design requirements under normal operating conditions, the air supply position has little effect on the cooling effect, and that the influence of the air supply temperature on the temperature distribution of the nuclear measurement system is greater than that of the air supply volume. The calculation results provide a basis for the design and calculation of the air supply system of the ex-core nuclear measurement system, and provide a reference for the follow-up design of the system related to integrated fast reactors.
Key Words: CFR600; Ex-core nuclear instrumentation system; Ventilation system; Numerical simulation
堆外核测量系统，又被称为堆外中子注量率监测系统，其功能是为了准确地探测核功率和功率变化，是确保核安全的重要系统。

堆外核测量系统运行时有通风系统对其进行冷却，以保证内部设备处于正常工作温度。

国内外学者对反应堆堆坑内部的数值模拟研究已有很多。

何培峰等人[1]对华龙一号反应堆的一体化堆顶通风结构建立三维模型，研究了在不同通风量下CRDM线圈组件之间的气流速度和压降分布情况。

张志强等人 [2]采用理论分析和数值模拟的方法，对堆顶流场和局部热点进行了分析，并对堆顶结构进行设计优化。

陈宇清等人
[3]通过实验与数值模拟的方法，研究了环形夹层入口水温、环形夹层外部风速等因素对环形夹层内自然对流传热的影响。

习蒙蒙等人[4]利用三维数值模拟方法， 研究了某三代压水堆堆坑不同进风方向和不同进风参数条件下，反应堆堆坑通风系统
DOI：10.16661/ki.1672-3791.2302-5042-6384
作者简介： 孙贤祖（1997—），男，硕士，主要从事热工数值模拟工作。

内的流场与温度场分布情况。

马崇扬等人[5]计算了丧失外电源事故下中国实验快堆堆坑内部的温度分布。

王予烨等人[6]利用CFD 软件对正常运行工况下的示范快堆堆坑空气流域进行三维数值模拟。

HUNG T C 等人[7]以SAFR 为设计参考，对反应堆非能动空冷系统进行了三维数值模拟。

CRAH A 等人[8]使用CFD 方法对欧洲钠冷快堆反应堆冷却系统在堆坑内的余热排出能力进行了分析。

SONG M S 等人[9]利用CFD 方法计算了冷却剂在压力容器间隙中的流速和压力分布，并研究了热工水力方面的瞬态变化。

目前以堆外核测量系统为研究对象的研究尚有不足。

为验证示范快堆堆外核测量系统已有的通风系统，为一体化对系统设计提供参考，文章通过建立真实堆外核测量系统计算模型，计算和分析了不同进风口位置、进风量、进风温度对系统内部温度场与流场的影响。

1 堆外核测量系统结构与通风系统
示范快堆堆外核测量系统位于堆容器外侧堆坑混凝土环墙中的封闭方腔中，方腔前部有石墨-铅屏蔽装置，系统本体由多个石墨块体组成，外部覆有钢覆面，底部由多个混凝土柱支撑。

方腔上方有14个堆外电离室通道倾斜插入系统，通道中用于放置探测器。

堆外核测量系统结构如图1所示。

堆外核测量系统冷却空气由方腔下前处4个送风口送入，送风口半径为125 mm。

冷却空气一部分由堆外电离室通道流出，对系统本体及电离室通道内探测
器进行冷却，另一部分则在系统和方腔的间隙中进行冷却，并由方腔后上方的5个排风口流出，排风口半径为55 mm。

为确保电离室通道内探测器正常运行，须保证测量精度，堆外核测量通风系统设计要求则要保证系统探测器正常工作环境即电离室通道内温度不高于45 ℃。

2 数值计算模型
2.1 系统模型
三维几何模型采用SpaceClaim 软件进行建模，模型以石墨-铅屏蔽板为前边界，其余面以混凝土表面上的钢覆面为边界。

模型中固体域包括混凝土支柱、系统内部组件、电离室通道等，环腔和电离室内部区域为流体域。

建模时对模型中不影响计算精度的结构进行了适当的简化处理。

计算模型如图2所示。

2.2 网格模型、边界条件及计算方法
本文采用ANSYS mesh 模块进行网格划分，对形状规则的几何模型，如系统内部的石墨块体，采取六面体结构化网格进行划分；对流体域和固体域交界的复杂区域采用四面体非结构化网格，并对进出分口等区域
图1 堆外核测量系统结构
图2 计算模型
温度/K
网格数/万
图3 网格无关性验证
进行网格加密。

为进行网格无关性验证，分别建立5组不同网格进行计算，计算结果具体见图3。

由图3可以看出，网格数量从233万增长到348万时，电离室通道和后出口的平均温度基本没有变化。

基于上述网格无关性验证，最终网格总体数量选定为292万。

网格模型如图4所示。

边界条件的设置参照已有的相关模拟研究[4,6-7]。

其中进口边界条件中，空气设置为理想气体，进风温度参照通风手册设定为25 ℃，进风速度根据通风手册规定进风量7 000 m 3/h 与进风口面积计算为9.9 m/s。

壁面温度的设置上，远离堆坑方向的后壁面温度选定为40 ℃，其余壁面的温度选混凝土壁面最高温度50 ℃，以保证计算的保守性，其中石墨-铅屏蔽壁面额外添加来自堆容器保温层的80 ℃辐射热源。

石墨块发热量为1×10-4 W，可忽略不计。

空气进口为速度入口，出口为压力出口，指定为静压，湍流模型采用理想k-epsilon 模型，近壁面处理采用enhanced wall treatment 壁面函数，压力速度耦合选用Coupled 方法。

并在竖直方向加入重力作用。

3 数值计算与结果分析
3.1 标准工况下流场与温度场
以进风温度25 ℃、进风速度9.9 m/s 为基准参数进行模拟计算，以探究堆外核测量系统内部流畅及温度场特征。

图5为石墨-铅屏蔽壁面温度云图，屏蔽板底部因靠近送风口，与冷却空气接触最为直接，呈现出相
对低温的区域。

冷却空气进而流入上方屏蔽板与箱体
间隙，对屏蔽板进行冷却，但随着冷却空气吸热升温，冷却效果逐渐降低，屏蔽板中间区域的温度从下至上呈现升高的趋势。

屏蔽板两侧区域因与较大空间的两侧间隙相连，冷却空气不断流出，故散热效果最差，温
图6 流线图和后出口处速度矢量图图5 石墨-铅屏蔽壁面温度云图
表1 堆外核测量系统各部位温度
（单位：℃）
系统部位上出风口后出风口系统箱体
平均温度29.434.235.9
最高温度33.839.237.2
最低温度26.931.333.4
图4 网格模型
度最高。

图6为系统流线图和后出口处速度矢量图，由图可以看出，冷却空气自下方进风口流入后，一部分从三排共14根堆外电离室通道中流出，其余部分则流经各个面间隙，最终汇流并从后出风口流出。

利用Fluent 计算各出风口质量流量，算得堆外电离室通道出口质量流量总计1.52 kg/s，后出风口质量流量总计0.74 kg/s。

堆外电离室通道通风量约为后出风口通风量的一倍，原因是电离室通道与后出风口相比距离送风口更为接近，且电离室通道入口均匀分布在下间隙流道中，导致通道分流的流量更大。

表1为堆外核测量系统各部位温度值，由表1数据可以看出，在标准工况下，电离室通道出风口、系统后出风口和系统箱体平均温度均小于设计要求规定的45 ℃。

电离室出风口平均温度低于后出风口平均温度，原因是电离室通道中空气流量要高于外部流量，且电离室通道流道简单，流程短；箱体外部流道复杂，流
程长，冷却空气需流经各个方向间隙，并与高温混凝土墙体直接接触进行换热，故后出风口温度要更高。

3.2 不同进风口位置计算结果
保持进风温度，进风速度不变，通过改变进风口位置进行数值模拟，以探究进风口位置对通风冷却的影响。

进风口位置调整如图7所示。

其中，位置1为现有方案中下送风口位置，对比方案将送风口向远离堆坑方向布置，即位置2、位置3处，
对比结果如表2所示，其计算结果表明，随着送风口位置不断远离堆容器方向，堆外电离室通道上出口平均温度呈上升趋势，后出口平均温度呈下降趋势。

比较各组数据侧切面速度矢量图可知，流程变长，流道变复杂是电离室通道出口温度上升的原因。

系统箱体温度及各出口质量流量并无明显变化。

3.3 不同进风参数计算结果
保持送风位置不变，通过改变送风温度、送风量以探究通风系统参数变化对堆外和测量系统工作环境的影响。

第一组数据保持进风速度为9.9 m/s，依次将进风温度设置为20 ℃、30 ℃、35 ℃、40 ℃，并记录各组数据的电离室出口平均温度、后出口平均温度及箱体平均温度，计算结果如图8所示。

由图8可以看出，各项平均温度基本随进风温度线性增长。

当送风温度设定为45 ℃时，电离室通道出口平均温度已上升至46 ℃，箱体平均温度上升至47.3 ℃，超过设计要求规定的45 ℃温度限值，因此，堆外核测量系统通风系统在正常工作时应确保送风温度不高于45 ℃。

平均温度
/℃
进口温度/℃
图8 进风温度与平均温度的关系
表2 各组数据结果
编号123
上出口平均温度/℃29.430.030.9
上出口质量流量/kg ·s -1
1.521.491.50
后出口平均温度/℃34.233.232.6
后出口质量流量/kg ·s -1
0.740.770.76
箱体平均温度/℃35.935.635.8
图7 底视图及进风口位置调整示意图
第二组数据保持进风温度为25 ℃，分别将进风速度设置为6 m/s、8 m/s、12 m/s，并记录各组数据的电离室出口平均温度、后出口平均温度及箱体平均温度，计算结果如图9所示。

从图中可以看出，随着进风速度的增加，各项平均温度均逐步降低，但降低的幅度有限，送风量的影响不及进风温度的影响深。

在对堆外核测量系统通风系统进行调节时，应更注重对送风温度的调节。

4 结论
本文利用CFD 软件对不同送风参数与进风位置的情况下对示范快堆堆外核测量系统进行了三维数值模拟，得出以下结论。

（1）计算了标准工况下，即进风温度25 ℃、进风量7 000 m 3/h，堆外核测量系统内部各部位温度值，结果表明：标准工况下堆外核测量系统能够在设计要求的温度限制内工作。

（2）进风口位置远离堆容器方向会使得堆外电离室通道出口平均温度上升，方腔后出口平均温度下降，但对核测量系统整体温度变化影响不大，后续反应堆可根据设备设计要求对进风口位置进行相应调整。

（3）与进风量相比，进风温度对核测量系统的温度变化影响更为显著，在设计及运行过程中，应更多地对进风温度做出调整。

本文计算所得的数据，流场与温度场分布特征可为后续一体化快堆相应系统建设提供参考。

参考文献
[1]何培峰,刘昌文,罗英,等.基于华龙一号反应堆堆顶结构通风系统的数值模拟方法及试验验证[J].核动力工程,2019,40(S1):16-19.
[2]张志强,李维,付国忠,等.基于自然对流的堆顶局部热点分析及设计优化[J].科学技术创新,2020(34):
54-57.
[3]陈宇清,顾汉洋,沈秋平,等. 竖直环管内的自然对流现象研究[C]//第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会论文集.2015:963-969.
[4]习蒙蒙,初晓,蔡容,等.压水堆堆坑通风系统热工水力优化分析[J].科技视界,2019,286(28):18-22,33.[5]马崇扬,张东辉,王长茂,等.中国实验快堆堆坑在丧失外电源事故下的温度分布数值模拟[J].核科学与工程,2017,37(6):1008-1012.
[6]王予烨,冯预恒,周志伟.示范快堆堆坑通风冷却三维数值模拟[J].原子能科学技术,2020,54(3):436-442.
[7]HUNG T C,DHIR V K,CHANG J C,et al. CFD Mod‐eling and Thermal-hydraulic Analysis for the Passive Decay Heat Removal of a Sodium-cooled Fast Reactor [C]//Proceedings of 3rd International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP2010).2010:146-153.
[8]GRAH A,TSIGE-TAMIRAT H,GUIDEZ J,et al. Pre‐liminary CFD Analysis of Innovative Decay Heat Re‐moval System for the European Sodium Fast Reactor Concept[J].Atw-International Journal for Nuclear Power,2021,66(6):41-48.
[9]SONG M S,PARK Il W,KIM E S,et al.Numerical Study on Thermal-hydraulics of External Reactor Vessel Cooling in High-power Reactor Using MARS-KS1.5 Code:CFD-aided Estimation of Natural Circulation Flow Rate[J].Nuclear Engineering and Technology,2022,54(1):72-83.
10平均温度/℃
进口速度/m*s -1
图9 进风速度与平均温度的关系。