CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电非对称工况的三维瞬态热工水力特性数值模拟

马翔凤，陆道纲，梁江涛，符精品，刘一哲，杨 军，郭忠孝，张钰浩,*

CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电非对称工况的三维瞬态热工水力特性数值模拟

马翔凤1,2，陆道纲1,2，梁江涛1,2，符精品1,2，刘一哲3，杨 军3，郭忠孝3，张钰浩1,2,*

（1. 华北电力大学 核科学与工程学院，北京102206；2.非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京102206；3. 中国原子能科学研究院，北京 102413）

一台一回路泵停运叠加失厂外电事故下堆容器及堆内非对称三维热工水力特性对于池式快堆的设计与安全运行十分重要。池式钠冷快堆结构复杂，流动路径多，现有系统程序难以准确获得快堆非对称事故下的三维热工水力特征。本研究基于三维数值计算方法，建立CEFR冷热钠池全尺寸一体化模型，模拟了CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电这一典型非对称瞬态事故工况下的三维热工水力行为，特别是主泵惰转及返流的瞬态过程，揭示了钠池内三维非对称流场、温度分布及IHX进出口温度等关键热工参数的瞬态变化特性。计算结果表明，在事故前1 500 s，冷却剂自停运环路IHX出口向上返流至热钠池并通过正常环路IHX出口进入冷钠池，正常环路IHX出口平均温度在600 s左右出现极大值约491.9 ℃，而停运环路IHX出口温度持续上升并逐渐与正常环路趋于一致。该计算结果可为该工况下反应堆安全评价及结构应力分析提供关键数值参考。

CEFR一体化模型；主泵停运；失厂外电；非对称；三维数值模拟

中国实验快堆（CEFR）在发生一台一回路泵停运叠加失厂外电等设计基准事故时，堆内会呈现特殊的非对称瞬态变化特点，该事故下的堆内瞬态温度分布变化特性对于钠冷快堆的安全运行具有十分重要的意义。由于池式钠冷快堆结构布置复杂，堆内冷却剂流动呈现多路径的特点，且不同路径之间空间尺寸差异较大，瞬态事故下影响流动和传热的因素较多，因此明确该事故工况下快堆钠池内的三维热工水力特性及其瞬态变化一直存在较大困难。通过对钠冷快堆热工水力特性的研究，确保在稳态和瞬态的条件下，冷却剂能够及时带走堆芯热量，维持结构完整性，这对快堆的安全评价具有非常重要的意义。因此对池式钠冷快堆在关键事故工况下的热工水力特性进行分析与安全评价是核电技术研发和安全评审中的关键因素，但钠冷快堆开展实验成本高昂、难度很大，因此对于各种事故工况下池式钠冷快堆三维瞬态热工水力研究一直存在严峻挑战。

采用两环路和多模块蒸汽发生器设计方案的核电厂，在运行过程中，可能会由于某一环路的泵或蒸汽发生器模块导致热量排出功能受限，从而出现不对称工况[1-2]。在CEFR运行期间，可能发生失厂外电事故，之后反应堆触发紧急停堆信号。堆芯功率迅速降低，主循环泵和给水泵失去供电，进行自然惰转。故障环路中的主泵惰转，转速逐渐降低至0，正常环路中的主泵依靠应急柴油机的支持，转速降低并维持到一定水平。后续热钠池中的热流体直接通过IHX进入冷钠池，正常环路流量大部分进入堆芯，另一部分通过故障主泵返流，经故障环路IHX进入热钠池。因此在事故期间钠池会经历复杂的功率及流量变化，使得池式钠冷快堆内的流动及温度变化难以准确获得，而快堆结构复杂性及事故进程的不确定性同样使得实验研究非常困难，以上对于池式快堆的安全分析与评价带来巨大挑战。

国内外已有多种数值模拟软件和系统程序用于核工程领域，如美国SASSYS-1，法国OASIS等[3-5]。大部分系统软件程序是建立一维或简化的多维模型以分析核电站瞬态过程中的系统响应，对于反应堆整体三维参数进行的研究相对较少。

任丽霞等[6]采用FASYS程序分析CEFR40%功率下失去厂外电后单台主泵停运的一回路瞬态特性分析；张熙司等[7]运用OASIS程序通过模拟钠泵切除试验；杨晓燕等[8]分析了非对称工况下对钠冷快堆堆芯入口温度的影响。国内学者对于CEFR的一回路系统也进行了一定研究。朱桓军等[9]运用CFD软件对CEFR进行简化建模，获得了其在额定运行工况下的速度、温度分布，并分析了堆内冷、热钠池的初步三维热工分布；崔满满[10]利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序，对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行计算分析。

在正常运行工况下，钠处于高温状态，冷热钠池中存在复杂的热分层现象，堆内众多的设备、池式结构的复杂性以及硬件条件的限制，使得同时建立冷热钠池三维系统分析方案存在较大困难。本文基于CEFR结构和运行特点，采用分区建模、一体化耦合计算的方法，建立详细的冷、热钠池三维模型，运用商用CFD软件FLUENT，实现一台一回路泵停运叠加失厂外电典型非对称事故工况下三维瞬态计算。通过对1 500 s长瞬态计算分析，获得事故工况下一回路主热传输系统的热工水力现象及三维非对称温度、流场变化规律。此三维计算结果可为反应堆结构部件的力学分析提供输入条件，以及为核电厂在该事故工况下的安全运行分析提供数值参考。

1　CEFR计算模型及简化方案

本研究以CEFR为研究对象，采用1:1全尺寸计算模型，考虑主要部件的结构功能完整性和整体网格数量保守性对模型进行合理简化[11]，具体结构介绍如下：

CEFR一回路系统由两条并联的环路组成，每条环路设置一台钠循环泵、两台IHX、一台DHX及其相应的管道，共同组成反应堆主容器内一体化池式结构。一回路主冷却剂泵从冷池吸入冷钠，由叶轮加压，通过压力管传递到栅板联箱，后流经堆芯，吸收热量，从堆芯流出后进入热钠池。热钠经IHX冷却，将热量传递给二回路钠，进入冷池后，然后重新被循环泵吸入完成一回路循环流动。

经过上述流动分析，将整体一回路系统分为冷钠池、热钠池、堆芯、主容器冷却系统等各部分，采取模块化建模及网格划分方式，最后进行耦合计算。一回路系统主要包括堆芯、主泵、IHX、DHX、堆内屏蔽、支承板等关键部件，采用多孔介质设置方法对于堆芯等部分进行相应的简化，增加部件壁厚，利用FLUENT用户自定义函数（UDF）实现堆芯、IHX、DHX功率及堆内流量的瞬态变化，更加精准地模拟CEFR堆内的三维热工水力现象。

1.1　冷钠池区域

在冷钠池中，两组环路之间由隔板分隔，此外还有中间隔板将冷池分隔成上下两部分区域，相同环路中的上下两部分可以连通。大部分设备集中分布在冷池的上半部区域，每台泵分别对应贯穿冷池中部隔板的三通型压力管，模拟实际泵加压注入功能，通过入口边界条件将流体注入压力管，然后进入栅板联箱。冷池中块布置多块肋板，部分肋板中间开孔，在起支撑作用的同时，将冷池空间连通或隔离等。简化后的冷钠池模型示意如图1所示。

图1　冷钠池结构示意图

1.2　热钠池区域

1.2.1堆芯及栅板联箱

堆芯为系统提供热源边界条件；栅板联箱主要对进入堆芯的流量进行分配。本方案简化堆芯组件内部燃料棒的复杂结构，按照堆芯整体形状将堆芯划分为活性区和非活性区，设置不同功率密度的体积热源，模拟堆芯功率分布，进而为冷、热钠池计算提供精确的边界条件。栅板联箱内部简化为多孔介质模型，通过调节阻力系数以满足流量分配的要求。

1.2.2一回路主循环泵及泵支承冷却系统

泵结构是整体计算域的入口及出口边界边界。简化泵外部的热屏蔽、波纹补偿器以及泵内部的电机、叶轮等结构。将泵吸入口设置为压力出口边界条件；将泵的加压排出口设置为入口边界条件，实现驱动堆内冷却剂的循环流动的功能，按照设计参数及计算过程中监测数据设置泵及泵支承冷却系统入口、出口参数。

1.2.3堆芯围筒

简化堆芯围筒内部棒束结构，内部设置多孔介质。基于 1/6实际结构建模，开展数值实验，得到阻力系数等参数。水平热屏蔽分隔冷池和热池，由三块水平板组成，该区域流动较弱，简化为固体区域，各换热相关物性参数按照钠和钢的加权平均值设置。

1.2.4IHX、DHX

IHX和DHX简化内部传热管结构，换热区域设置为体积冷源，通过UDF实现功率变化，模拟二次侧传热冷却过程，主要为计算提供精确边界条件。正常运行过程中主要依靠IHX将堆芯热量传递给二次侧回路；而事故工况下，特别是IHX功率完全丧失以后，主要依靠DHX建立自然循环，从而带走堆芯衰变热。在建模过程中，将IHX和DHX简化为多层圆筒形结构，增加筒体和支承壁面厚度，内部简化为多孔介质模拟一次侧流动过程，基于工程设计压降进行数值实验以确定阻力系数。

1.2.5主容器冷却系统及径向热屏蔽

主容器冷却系统主要为减小高温钠池对主容器的热冲击，通过隔板将流道分隔成上升和下降通道，与热池内三层径向热屏蔽实体采用结构化网格进行一体化建模。下封头区域为椭球型，采用非结构化网格进行网格划分。

简化后的热钠池模型如图2所示。

图2　热钠池结构示意图

1.3　非对称工况建模处理方法

一台一回路泵停运-叠加失厂外电事故是典型的非对称工况，在建模过程中需考虑实现非对称计算的建模处理方法。在正常运行或主泵惰转期间，需设置两个环路的泵入口及出口以及通过调节IHX的阻力参数，使得堆芯流量按一定的比例进入IHX，从而实现流量分配，使得相应环路中流入与流出流量平衡。当出现返流以后，可以将故障环路泵的出口边界与入口边界互换，从而模拟故障环路返流过程。具体处理过程如图3所示。

（a）惰转过程流量分配处理方法

（b）返流过程流量分配处理方法

2　计算设置及关键边界条件

在本计算中，将上述不同区域网格进行一体化组装，各区域交界处位置采用interface连接，以实现不同区域网格的耦合计算；采用精度合理的标准模型，综合考虑计算精度及计算经济性需要合理选择时间步长；对于堆芯、IHX、堆内屏蔽等密集管束结构，采用多孔介质模型[11]，调节阻力系数实现堆芯及不同环路的流量比例分配，使之与实际运行状态保持一致。计算过程中关键边界条件主要包括：

（1）源项：100%稳态运行下，堆芯总功率为65 MW，IHX设置正常运行的冷却功率16.25 MW/台，DHX设置备用冷却功率为0.052 5 MW/台；瞬态计算中，以100%稳态功率运行状态作为瞬态初始条件，堆芯热功率及停运环路IHX冷却功率迅速降低，经过一段时间后堆芯保持一定的衰变热功率，停运环路IHX冷却功率迅速降为0，正常环路IHX冷却功率在1 000 s左右降为0，DHX冷却功率由计算过程中监测的DHX入口温度确定。热功率及冷却功率瞬态输入如图4所示。

（2）系统流量：100%稳态运行下，堆芯流量为301 kg/s，主容器冷却系统流量为40 kg/s，同样将其作为瞬态初始流量条件，两个环路对称设置，流量分配比例为1:1；停运工况下，钠泵首先进行惰转，停运环路流量在50 s左右降为0，正常环路由于存在厂内电源的支持，所以其流量在下降到一定程度（约初始流量的36%）以后会保持稳定。之后来自正常环路泵的流量一部分进入堆芯进行冷却，一部分通过故障泵返流至停运环路（返流流量用负值表示），流量瞬态变化输入曲线如图5所示。入口（mass-flow-inlet）流量通过UDF进行设置，模型入口温度通过计算过程中监测的相应位置出口（pressure-outlet）温度确定，使得系统入口温度与出口温度相等，保证计算连续性。

图4　堆内相对功率变化

图5　不同环路相对流量变化

（3）冷却剂物性参数：考虑冷却剂的物理参数随温度的变化，主要物性参数包括钠的密度、热导、黏度等，对各关键物性参数进行随温度变化的分段拟合设置。

（4）阻力设置：在堆芯、栅板联箱、堆芯围筒、IHX等区域设置多孔介质，根据设计压降及惰转流量分配要求进行数值试验确定阻力系数，瞬态下基于流量分配需要对两个环路IHX阻力系数进行调节。

（5）计算所设涉及的各处壁面条件包括：内部壁面设置为coupled wall（导热耦合壁面）；外部壁面采取绝热设置；流域内的联通处设置interior（联通面）；连接不同区域网格交界面位置设置interface（网格连接）。

基于以上工况分析及关键边界条件设置，开展CEFR一回路一台一回路泵停运叠加失厂外电事故工况下的三维瞬态热工计算。

3　CFD计算分析

3.1　对称工况稳态计算

综合考虑多种条件因素影响，为验证系统模型的正确性和输入数据的准确性，为后续瞬态计算过程提供基础。根据设计参数开展独立的额定功率稳态工况（环路对称运行）计算。在100%额定功率下，堆本体中心截面（=0）处温度分布、IHX中心截面温度分布、流场分布如图6、图7所示。

图6　池内温度分布示意图

图7　池内流动分布示意图

从图6、图7可以明显看出，在稳态工况下，堆内温度分布呈现明显的热分层现象，且两环路保持对称状态。冷却剂进入泵后，经过压力管传送至堆芯，经过堆芯加热，后平均分配至两个环路，IHX将其冷却，其中一回路整体温度范围为350～540 ℃，堆内最高温在堆芯出口处附近，最低温位于IHX出口附近[12]。

将本研究的模型计算的热工水力参数与中国实验快堆稳态的设计参数进行对比，经比较得出结果吻合度较高。表1给出CEFR满功率稳态运行计算值与设计值比较结果。

表1稳态计算结果与设计值比较

Table.1　The compare of calculated results and design values in the steady state

经过比较结果显示，该计算方案模型合理可靠，能够用来准确预测一回路冷却剂流动分布。将该稳态结果作为一回路热工水力瞬态计算输入的初始条件。

3.2　非对称事故瞬态计算

由稳态运行进入预计瞬态工况后，考虑主泵首先进行约50 s的惰转，两个环路的流量逐渐下降，停运环路流量在50 s左右降为0，当故障泵完全停止运行以后，一部分正常环路的流量通过故障泵返流至停运环路。在计算过程中需考虑两个环路之间的流量分配及不对称排余热功率变化。

（1）瞬态流场分析：事故前50 s，流体通过两个环路泵入口经压力管进入栅板联箱，向上经过栅板联箱、堆芯，由于堆芯及栅板联箱内部搅混，使得两个环路的流量充分混合，50 s后流量逐渐稳定，停运环路出现稳定的返流现象。现分别选取50 s之前与50 s之后时刻进行分析，其中10 s及100 s时刻堆内速度场分布分别如图8所示。

图8　瞬态进程下池内流动分布示意图

从图8可知，正常环路与停运环路流速逐渐下降，而在50 s之后，停运环路由于返流的影响流速开始逐渐增大，但流动方向与正常环路方向相反。10 s时刻正常环路IHX入口流量约为153.2 kg/s，停运环路IHX入口流量约为42.6 kg/s；在流动稳定以后，正常环路IHX入口流量约为58.1 kg/s，停运环路IHX入口流量约为-20.4 kg/s（负值表示返流）。

（2）瞬态温度场分析：在瞬态条件下，IHX冷却功率迅速下降，特别是停运环路IHX功率迅速降为0，正常环路的IHX冷却功率也将在1 000 s左右降为0。由图9、图10事故进程下的IHX相关温度变化可知，在事故发生前期由于堆芯功率迅速下降使得堆芯出口温度也有明显下降，导致IHX入口温度明显下降，其中一环路（正常环路）的IHX入口温度缓慢下降，而二环路（停运环路）IHX由于返流影响入口温度先下降后上升，并在约600 s时刻达到最低约367.1 ℃；由于热流体直接通过IHX进入冷钠池，使得事故前期冷钠池温度升高，其中，一环路IHX出口温度在600 s左右时出现极大值，约为491.9 ℃。同时由于返流影响，一环路流体先被泵吸入后一部分进入堆芯，一部分进入二环路，随着正常环路一侧的冷钠池温度升高，停运环路一侧的冷钠池温度逐渐升高，1 500 s时停运环路IHX出口温度已接近383.9 ℃。该温度变化趋势与系统程序计算结果相似[6]。事故后期正常环路侧的冷钠池在DHX影响下温度开始下降，自600 s至1 500 s，正常环路IHX出口温度下降约57.1 ℃，总体下降趋势较缓。

由上述温度变化分布分析可知，由于热钠池热量向冷钠池传递，所以冷钠池内温度存在上升趋势，但幅度较缓。选取冷钠池内中板高度处截面温度分析，如图 11 所示（0°-90°-180°为正常一环路侧，180°-270°-360°为停运二环路侧），0～1 500 s范围内，中板上的温度分布整体有上升趋势，并随着事故进程，逐渐出现冷池内的三维不对称现象。为更好分析一回路系统的温度分布状况，取中板平面上沿径向的2条圆形监测线，分析线上的温度分布。在事故初期，冷池中板上的温度依然分布较为均匀，800 s时已出现一定的非对称影响，正常环路温度逐渐高于停运环路侧温度，其中一环路侧与二环路侧温差20～30 ℃。

图9　瞬态进程下IHX截面温度分布示意图

图10　瞬态进程下IHX进出口温度变化示意图

图11　瞬态进程下冷池中板温度变化示意图

4　结论

本文以池式钠冷快堆为研究对象，采用FLUENT，开展失厂外电下一回路一台泵停运工况的一体化三维数值计算，以较为准确的稳态结果提供瞬态进程的初始条件，分析了事故下前1 500 s期间热钠池、冷钠池内流场和温度场非对称瞬态变化规律，是对现有系统程序计算结果的有力补充。主要计算结论如下：

（1）通过对停运泵惰转及返流现象的计算，较好地模拟停运事故发生后不对称下双环路热工水力现象的瞬态进程，从三维角度较为准确描述堆内温度场变化趋势，获得了瞬态运行下IHX进出口温度、堆芯出口温度等关键参数变化特征。

（2）在事故进程中，热钠池温度有一定下降趋势，1 500 s时堆芯出口温度已下降至425.4 ℃；而由于热钠直接通过IHX进入冷钠池，且部分冷却剂返流至故障环路，使得冷钠池温度则存在一定上升趋势，600 s左右两个环路的IHX出口温度出现最大温差约125.7 ℃。

（3）通过对堆内流场分布及IHX截面、冷钠池中板等关键位置温度分析，堆内各处温度变化较为缓慢，堆内极值温度未超过安全限值，可以满足该事故工况下的反应堆安全要求，此计算结果核电厂发生该严重事故下的安全运行提供关键数据参考。

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Numerical Simulation of Three Dimensional Transient Thermal and Hydraulic Characteristics of CEFR under Asymmetric Conditions of One Primary Pump Trip Superimposing Loss of Off-site Power

MA Xiangfeng1,2，LU Daogang1,2，LIANG Jiangtao1,2，FU Jingpin1,2，LIU Yizhe3，YANG Jun3，GUO Zhongxiao3，ZHANG Yuhao1,2,*

（1. School of Nuclear Science and Engineering，North China Electric Power University，Beijing 102206，China；2. Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy，Beijing 102206，China；3. China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

It is very important for the design and safe operation of pool-type fast reactor to master the asymmetric three dimensional thermal hydraulic characteristics under the accident of one primary pump trip superimposing loss of off-site power. Due to the complex structure and multiple flow paths, it is difficult for the existing system codes to accurately obtain the three-dimensional thermal and hydraulic characteristics of the pool-type sodium-cooled fast reactor under the typical asymmetric accident. This study was based on the three-dimensional numerical calculation method, and a full-scale integrative CEFR cold hot sodium pool model was established. The three-dimensional transient thermal hydraulic behavior under asymmetric conditions of one primary pump trip superimposing loss of off-site power was simulated. In particular, the transient process of running down and reflux was simulated. Transient variation characteristics of three-dimensional asymmetric flow field, temperature distribution and the key thermal parameters, such as the IHX inlet and outlet temperature, were revealed.The calculation results showed that in the 1500 s, the coolant flowed upward back to the hot sodium pool through the IHX outlet of the trip loop and entered the cold sodium pool through the normal loop IHX outlet, and the average outlet temperature of the normal loop IHX appeared a maximum value of about 491.9℃ around 600 s, and then gradually decreased. However, the average outlet temperature of the trip loop IHX continued to rise and gradually tended to be consistent with the normal loop. The calculation results provided the key numerical reference for reactor safety evaluation and structural stress analysis under this working condition.

The integrative model of CEFR; One primary pump trip; Loss of off-site power; Asymmetric; Three dimensional numerical simulation

TL333

A

0258-0918（2021）06-1234-10

2021-07-11

马翔凤（1996—），女，山东威海人，硕士研究生，主要从事反应堆热工水力学研究

张钰浩，E-mail：zhangyuhao@ncepu.edu.cn