CN112632873B - 一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法，步骤如下：1、建立核反应堆压力容器内三部分流体域几何模型；2、分别对三部分流体域几何模型划分网格，并各自开展网格无关性验证，得到各部分最佳网格模型；3、拼接各部分最佳网格模型，得到全堆网格模型；4、计算流体动力学方法模拟得到堆芯出口平均温度及热腿内的温度分布；5、沿热腿轴向间隔0.05m取20个圆截面，在每个截面上布置间隔120°均匀分布于直径长度为圆截面直径长度一半的圆环上的三点，获取各圆截面上三点的平均温度；6、沿冷却剂流动方向，比较各个圆截面三点平均温度与堆芯出口温度，当误差开始小于5％时，该截面就是热电偶测点的正确布置位置。

Description

一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法

技术领域

本发明属于方法发明技术领域，具体涉及一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式。

背景技术

核电厂一回路主要功能是使冷却剂循环流动，将反应堆堆芯中核裂变产生的热量传输给二回路，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或损坏。一方面，一回路温度会影响核反应堆能否正常稳定运行，若一回路温度过低，将无法满足核电厂发电需求，若一回路温度过高，则可能导致燃料包壳损毁甚至燃料芯块融化，危及核电站安全；另一方面，由于压水堆的一回路流量是由一、二回路之间的焓平衡确定的，为了计算一回路的焓值，我们需要知道一回路的温度，因此一回路的温度测量十分重要。目前，主要运用堆内核测系统获得堆芯出口的平均温度，例如，在M310的堆芯核测系统中，燃料组件出口温度的测量是通过安装在压力容器组件的4个热电偶将40支K型热电偶插入到燃料出口处。热电偶测得温度信号分为A\B两列送到堆芯冷却监测机柜ICCMS进行最低过冷裕度的计算。又如，在VVER的堆芯系统中，热电偶均匀布置在中子温度测量通道上，测量可得燃料元件入口核反应堆上封头腔体的温度。因为核反应堆严格的法规和工业条件，一回路不能随意布置测量元件，由于热腿温度的测量是基于少量、局部的传感器，且热腿温度的不均匀性较大，因此测量热腿平均温度的热电偶测点位置较难确定。近些年来，随着计算流体力学(CFD)的发展，用其进行流场和热场预测是工业上经常用于研究流体行为所采取的手段，核反应堆热腿温度分布也可运用CFD方法计算得到。由于热腿的温度分布受到堆芯内部流量分配以及堆芯功率的影响，因此，只有针对全堆芯建模计算，才能准确预测热腿内的温度分布。本发明可以为热腿上测温热电偶的测点位置提供一种布置方式，为核反应堆系统的设计优化及热工水力安全分析提供参考。

发明内容

为了解决上述问题，本发明提供了一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式。该方法针对目前测量核反应堆热腿平均温度的困难和挑战，采用计算流体动力学方法对核反应堆压力容器全堆进行数值模拟，计算得到堆芯出口和热腿内任意区域的温度分布，通过后处理得到不同截面布置测点的平均温度，通过平均温度与堆芯出口温度的对比误差，确定能预测堆芯出口平均温度的截面位置及截面上的测点布置方式，即热电偶测点位置布置方式。

为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：

一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法，包括以下步骤：

步骤1：获取核反应堆压力容器及压力容器内部结构的几何参数；将压力容器内部流体域分为三部分，第一部分包括冷腿、下降环腔、下腔室、堆芯下板冷却剂和下部堆芯五个区域，第二部分为中部堆芯区域，第三部分包括上部堆芯和连接热腿的上腔室两个区域；根据获取的几何参数，分别建立这三部分流体域几何模型；

步骤2：采用计算流体动力学前处理网格划分软件分别对步骤1中三部分流体域几何模型划分网格，并各自开展网格无关性验证，得到各部分最佳网格模型，具体步骤如下：

步骤2-1：采用计算流体动力学前处理网格划分软件对步骤1中第一部分流体域几何模型划分多套不同数量的网格，开展网格无关性验证工作，确定最佳网格量(，得到该部分最佳网格模型；

步骤2-2：采用计算流体动力学前处理网格划分软件对步骤1中第二部分流体域几何模型划分多套不同数量的网格，开展网格无关性验证工作，确定最佳网格量，得到该部分最佳网格模型；

步骤2-3：采用计算流体动力学前处理网格划分软件对步骤1中第三部分流体域几何模型划分多套不同数量的网格，开展网格无关性验证工作，确定最佳网格量，得到该部分最佳网格模型；

步骤3：在计算流体动力学前处理网格划分软件中将步骤2中三部分最佳网格模型交界面的网格节点合并，拼接各部分最佳网格模型，得到全堆网格模型；

步骤4：基于步骤3中的全堆网格模型，利用计算流体动力学分析程序对全堆网格模型设置边界条件和初始条件，得到全堆计算模型；接着针对全堆计算模型开展稳态计算，模拟得到全堆温度分布结果，其中包括堆芯出口和热腿内的温度分布；

步骤5：对数值模拟结果进行后处理，沿热腿轴向间隔0.05m取20个圆截面，在每个截面上间隔120°均匀分布于直径长度为圆截面直径长度一半的圆环上的三点，获取各圆截面上三点的平均温度，即得到堆芯出口的平均温度；

步骤6：沿冷却剂流动方向，比较各个圆截面三点平均温度与堆芯出口温度，当误差开始小于5％时，该截面就是热电偶测点的正确布置位置。

本发明具有以下优点和有益效果：

1.该方法提供了一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式，该方法适用于现有的绝大多数不同类型、不同结构尺寸的压水堆，具有通用性和灵活性。

2.该方法中采用的计算流体动力学前处理网格划分软件和计算流体动力学分析程序具有灵活性，前者可以是Gambit、TrueGrid、ANSYS ICEM CFD、ANSYS Mesh和HyperMesh等，后者可以是FLUENT、OPENFOAM、FLOWMASTER等。

3.该方法基于压水堆全堆芯的CFD模拟，将反应堆压力容器内流体域分为多个部分，各部分具有相互独立性，有利于几何模型及网格模型的建立。

4.该方法基于压水堆全堆芯的CFD模拟，能够耦合全堆芯各个部件之间的相互作用和影响，使得模型更加符合实际核反应堆堆芯得运行情况，从而可以更准确地模拟得到热腿内流体温度分布情况，从而更加确定热电偶测点位置的布置方式。

附图说明

图1为本发明的流程图。

图2a和图2b分别为热腿轴向圆截面热电偶测点位置布置方式示意图及圆截面1(A-A截面)正视图。

1-1.圆截面1第一热电偶；1-2.圆截面1第二热电偶；1-3.圆截面1第三热电偶；2-1.圆截面2第一热电偶；2-2.圆截面2第二热电偶；2-3.圆截面2第三热电偶；3-1.圆截面3第一热电偶；3-2.圆截面3第二热电偶；3-3.圆截面3第三热电偶；4-1.圆截面4第一热电偶；4-2.圆截面4第二热电偶；4-3.圆截面4第三热电偶；20-1.圆截面20第一热电偶；20-2.圆截面20第二热电偶；20-3.圆截面20第三热电偶；2.热腿；3.核反应堆压力容器。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明做进一步详细描述：本发明提供了一种如图1所示核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式，具体方法如下：

步骤1：获取核反应堆压力容器及压力容器内部结构的几何参数：将压力容器内部流体域分为三部分，第一部分包括冷腿、下降环腔、下腔室、堆芯下板冷却剂和下部堆芯五个区域，第二部分为中部堆芯区域，第三部分包括上部堆芯和连接热腿的上腔室两个区域；根据获取的几何参数，分别建立这三部分流体域几何模型；

步骤2：将建立好三部分流体域几何模型分别导入计算流体动力学前处理网格划分软件中进行网格划分，并各自将所划分的网格模型导入计算流体动力学分析程序中开展网格无关性验证，得到各部分最佳网格模型，具体步骤如下：

步骤2-1：将建立好的第一部分流体域几何模型导入计算流体动力学前处理网格划分软件中进行网格划分，根据网格尺寸大小和近壁面网格划分方法的不同，划分得到多套不同数量的网格，将多套网格模型分别导入计算流体动力学分析程序，设置相同的初始条件和边界条件，形成各自的计算模型，然后利用计算流体动力学分析程序对各套网格所对应的计算模型开展稳态计算，对比网格数量逐渐增加情况下，某一物理量模拟结果的变化情况，当网格数量持续增大，而该物理量模拟结果变化不大时，说明继续加密网格意义不大，因此可以确定该网格数量为最佳网格量，从而得到第一部分最佳网格模型；

步骤2-2：将建立好的第二部分流体域几何模型导入计算流体动力学前处理网格划分软件中进行网格划分，根据网格尺寸大小和近壁面网格划分方法的不同，划分得到多套不同数量的网格，将多套网格模型分别导入计算流体动力学分析程序，设置相同的初始条件和边界条件，形成各自的计算模型，然后利用计算流体动力学分析程序对各套网格所对应的计算模型开展稳态计算，对比网格数量逐渐增加情况下，某一物理量模拟结果的变化情况，当网格数量持续增大，而该物理量模拟结果变化不大时，说明继续加密网格意义不大，因此可以确定该网格数量为最佳网格量，从而得到第二部分最佳网格模型；

步骤2-3：将建立好的第三部分流体域几何模型导入计算流体动力学前处理网格划分软件中进行网格划分，根据网格尺寸大小和近壁面网格划分方法的不同，划分得到多套不同数量的网格，将多套网格模型分别导入计算流体动力学分析程序，设置相同的初始条件和边界条件，形成各自的计算模型，然后利用计算流体动力学分析程序对各套网格所对应的计算模型开展稳态计算，对比网格数量逐渐增加情况下，某一物理量模拟结果的变化情况，当网格数量持续增大，而该物理量模拟结果变化不大时，说明继续加密网格意义不大，因此可以确定该网格数量为最佳网格量，从而得到第三部分最佳网格模型；

步骤3：将步骤2中所得三部分最佳网格模型导入计算流体动力学前处理网格划分软件，将三部分最佳网格交界面的网格节点合并，拼接各部分最佳网格模型，得到全堆网格模型；

步骤4：基于步骤3中的全堆网格模型，利用计算流体动力学分析程序对全堆网格模型设置边界条件和初始条件，选择适配的湍流模型，得到全堆计算模型；接着针对全堆计算模型开展稳态计算，模拟得到全堆的温度分布情况，其中包括堆芯出口和热腿内的温度分布；

步骤5：将步骤4中全堆温度模拟结果导入计算流体动力学后处理软件中，如图2a和图2b所示，创建沿热腿轴向间隔0.05m的20个圆截面，在每个截面上间隔120°均匀分布于直径长度为圆截面直径长度一半的圆环上的三点，输出每个截面上三点的温度，并计算每个界面上三点温度的平均值，即得到堆芯出口的平均温度；

步骤6：沿冷却剂流动方向，比较各个圆截面三点平均温度与堆芯出口温度，当误差开始小于5％时，该截面就是热电偶测点的正确布置位置。

以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所做的进一步详细说明，不能确定本发明的具体实施方式仅限于此，对本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。

Claims (1)

1.一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法，其特征在于：采用计算流体动力学方法对核反应堆压力容器全堆进行数值模拟，计算得到堆芯出口和热腿内任意区域流体的温度分布，通过后处理得到不同截面布置测点的平均温度，通过平均温度与堆芯出口温度的对比误差，确定能预测堆芯出口平均温度的截面位置及截面上的测点布置方式，即热电偶测点位置布置方式；

该方法包括以下步骤：

步骤1：获取核反应堆压力容器及压力容器内部结构的几何参数；将压力容器内部流体域分为三部分，第一部分包括冷腿、下降环腔、下腔室、堆芯下板冷却剂和下部堆芯五个区域，第二部分为中部堆芯区域，第三部分包括上部堆芯和连接热腿的上腔室两个区域；根据获取的几何参数，分别建立这三部分流体域几何模型；

步骤2：采用计算流体动力学前处理网格划分软件分别对步骤1中三部分流体域几何模型划分网格，并各自开展网格无关性验证，得到各部分最佳网格模型，具体步骤如下：

步骤2-1：采用计算流体动力学前处理网格划分软件对步骤1中第一部分流体域几何模型划分多套不同数量的网格，开展网格无关性验证工作，确定最佳网格量，得到该部分最佳网格模型；

步骤2-2：采用计算流体动力学前处理网格划分软件对步骤1中第二部分流体域几何模型划分多套不同数量的网格，开展网格无关性验证工作，确定最佳网格量，得到该部分最佳网格模型；

步骤2-3：采用计算流体动力学前处理网格划分软件对步骤1中第三部分流体域几何模型划分多套不同数量的网格，开展网格无关性验证工作，确定最佳网格量，得到该部分最佳网格模型；

步骤3：在计算流体动力学前处理网格划分软件中将步骤2中三部分最佳网格模型交界面的网格节点合并，拼接各部分最佳网格模型，得到全堆网格模型；

步骤4：基于步骤3中的全堆网格模型，利用计算流体动力学分析程序对全堆网格模型设置边界条件和初始条件，得到全堆计算模型；接着针对全堆计算模型开展稳态计算，模拟得到全堆温度分布结果，其中包括堆芯出口和热腿内的温度分布；

步骤5：对数值模拟结果进行后处理，沿热腿轴向间隔0.05m取20个圆截面，在每个截面上间隔120°均匀分布于直径长度为圆截面直径长度一半的圆环上的三点，获取各圆截面上三点的平均温度，即得到堆芯出口的平均温度；

步骤6：沿冷却剂流动方向，比较各个圆截面三点平均温度与堆芯出口温度，当误差开始小于5％时，该截面就是热电偶测点的正确布置位置。

Images