探究核电厂稳压器波动管CCFL现象的数值模拟方法

本发明涉及反应堆ccfl现象三维模拟计算，具体涉及到一种探究核电厂稳压器波动管ccfl现象的数值模拟方法。

背景技术：

1、气液两相逆流(ccf，counter-current flow)现象在核电厂系统、冷凝回流系统、油气管线系统中的管内、管束间或其他复杂通道内频繁出现。当气相向上流动，液相在重力的作用下向下流动时，若此时气相流量较低，液相可以向下流动，当气相流量逐渐增大时，向下流动的液相因受到气相的阻碍部分或全部不能向下流动，此时就出现了两相逆流限制(ccfl，counter-current flow limitation)现象。

2、在ap1000核电厂发生小破口事故后的自动降压系统喷放泄压阶段，第1级至第3级自动降压系统的降压阀依次开启，一回路系统压力迅速下降，堆芯闪蒸产生大量蒸汽，压力容器上腔室内混合水位上升，冷却剂系统内两相混合物将通过波动管、稳压器及自动降压系统的降压管线喷入安全壳内置换料水箱，稳压器内混合水位快速上升。随后第4级自动降压系统的降压阀开启开启，堆芯内的大部分蒸汽通过该降压阀直接排放到安全壳当中，导致通过波动管、稳压器的蒸汽量减少。稳压器内的水在重力的作用下沿波动管向下流动，在波动管内形成ccf现象。在ccf发生的过程中，当汽相流速较大时，汽体会携带液体一起向上流动，阻止液体向下流动，这一过程称为核电厂稳压器波动管ccfl现象。

3、稳压器波动管ccfl的发生使稳压器内的冷却剂向下泄流量减小甚至无法泄流，该特性影响核反应堆一回路系统的卸压及堆芯水装量变化，对反应堆堆芯安全不利。1979年美国三哩岛核电站第二机组小破口事故中，因为波动管及热管段内发生了ccfl，导致稳压器内的冷却剂无法回流进入一回路中，操作员误停止高压安注，引起了堆芯融化严重事故的发生。ccfl是小破口事故中的重要现象，该现象可能出现在堆芯下降段、冷热管段、蒸汽发生器传热管和稳压器波动管等结构处。

4、由于ccfl现象是一种复杂的两相过程，一些研究人员尝试使用数值模拟的方法去建立ccfl研究模型，揭示核反应堆中发生ccfl现象的规律。

5、deendarlianto等人采用1/3比例模型对德国konvoi压水堆中热管段内气液ccfl现象进行了试验和三维数值模拟工作，使用cfx商业软件中的欧拉-欧拉多相流模型及剪切应力输运(sst)湍流模型进行计算，结果表明数值计算结果与实验数据在定量上符合ccfl特性；为了更深入分析ccfl现象，hohne等人针对上述试验的试验件进行建模，模拟工质为试验条件下的常温常压空气-水，并使用自行开发的aiad模型，模拟了热管段试验件中的ccfl现象，与试验数据符合良好。

6、murase等人对热管段内ccfl现象进行了数值模拟工作，采用vof两相流模型及标准k-ε湍流模型，分别对全尺寸热管段模型和1/15缩小尺寸热管段试验件进行建模。采用常温常压空气-水和1.5mpa饱和蒸汽-水为模拟工质分别进行计算。对全尺寸热管段模型，数值计算结果无量纲化与试验数据吻合良好；但对于缩小尺寸热管段试验件模型，数值计算中采用标准k-ε湍流模型低估了泄流水流量。

7、针对稳压器波动管ccfl现象，murase等人对futatsugi等人开展的1/10比例模型的ap600稳压器波动管ccfl试验进行数值模拟，数学物理模型采用vof模型与层流模型，模拟工质条件为常温常压空气-水，获得的ccfl现象能够与部分试验观察到的现象相符。但是murase等人在文章中声明其为了使计算得到的结果与试验符合，采用了相悖于试验现象的层流模型，需要在未来的研究中进行改善。

8、综上所述，目前关于ccfl现象的数值模拟工作主要在于热管段，对于稳压器波动管ccfl数值模拟研究相对较少。因此，开发一种探究核电厂稳压器波动管ccfl现象的数值模拟方法，可以在不进行试验的情况下，通过数值模拟测量不同进气量条件和管道几何形状条件下的ccfl现象，对核反应堆的设计和运行安全有着指导性意义。

技术实现思路

1、为了解决上述问题，本发明提供一种探究核电厂稳压器波动管ccfl现象的数值模拟方法。该方法适用于观察模拟工质为常温常压空气-水的稳压器波动管两相逆流限制现象，为压水堆核电厂在发生小破口事故时，提供一种稳压器波动管内ccfl起始点预测的数值模拟方案。

2、为了达到上述目的，本发明的采用如下技术方案：

3、一种探究核电厂稳压器波动管ccfl现象的数值模拟方法，包括如下步骤：

4、步骤1：适用于观察稳压器波动管ccfl现象的整体回路包括依次连接的稳压器、波动管、热管段、压力容器，对整体回路建立的简化模型包括稳压器三维几何简化模型、波动管三维几何简化模型、热管段三维几何简化模型和压力容器三维几何简化模型；

5、步骤2：对步骤1建立的整体回路简化模型进行计算节点划分，并对两相流动存在剧烈搅浑的位置，调整网格分布，进行网格加密，得到整体回路简化模型的计算网格；

6、步骤3：开展核电厂稳压器波动管ccfl现象的数值模拟，该数值模拟方法具体设置为：定义求解器类型，建立湍流模型和多相流模型描述空气-水的两相流动状态，定义空气-水两相材料物性并设置相间相互作用力，定义边界条件，结合fluent软件提供的算法并选择插值方法完成求解方法设置，调节亚松弛因子和自适应时间步长完成求解设置，在使用自适应时间步长后，在气相流速差异大时，计算时间将相差百倍，为了加速计算收敛，缩短求解时间，进行了初场设置；

7、步骤4：在步骤3的数值模拟过程中，监测热管段和压力容器内的液体体积，当该液体体积随时间的变化率达到时均稳定后，稳压器波动管空气-水ccfl现象达到稳定状态，判断计算收敛。

8、步骤1中，稳压器三维几何简化模型设计为上下方形箱体的组合结构，上方形箱体一侧为水入口，另一侧为混合相出口，下方形箱体的可变高度设计用于控制液位高度，研究在固定稳压器液位高度下的ccfl现象。

9、优选的，步骤1中，波动管三维几何简化模型简化为竖直管结构。

10、优选的，步骤1中，热管段三维几何简化模型简化为水平管结构。

11、优选的，步骤1中，压力容器三维几何简化模型简化为与热管段三维几何简化模型一端相连接的方形箱体结构，在与热管段三维几何简化模型连接处的同一高度处设置空气入口。

12、优选的，步骤2中，考虑ccfl发生过程中，波动管、热管段、波动管与稳压器接口处、热管段与波动管接口处两相流动存在剧烈搅浑，在icem cfd软件中使用o型网格切块法的o-block功能对波动管和热管段进行网格加密，同时调整波动管与稳压器接口处、热管段与稳压器接口处的网格分布，使得接口处网格更密集，以便提高稳压器波动管ccfl现象的数值模拟的计算精度。

13、优选的，步骤3中，定义求解器类型为基于压力求解器，时间类型为瞬态计算，坐标轴z方向的重力设置为-9.81m·s-2。

14、优选的，步骤3中，湍流模型采用能够模拟射流、分离流、旋流复杂流动的realizable k-ε湍流模型，多相流模型采用vof模型。

15、优选的，步骤3中，两相流体材料为空气和水，设置水为主相，空气为第二相；设置的相间相互作用力模型包括表面张力模型。

16、优选的，步骤3中，设置水入口为质量流量入口、空气入口为质量流量入口、混合相出口为压力出口，其余边界设置为绝热壁面的边界条件。

17、优选的，步骤3中，选用fluent软件提供的piso算法，能够有效减少收敛所需要的迭代次数，并且在插值方法的选取上采用一阶迎风插值方法，解决数值模拟过程中收敛困难的现象。

18、优选的，步骤3中，所述压力亚松弛因子为0.3，密度亚松弛因子为1.0，体积力亚松弛因子为0.5，湍流动能亚松弛因子为0.6，湍流扩散率亚松弛因子为0.6，湍流粘度亚松弛因子为0.6。

19、优选的，步骤3中，在数值模拟过程中，时间步长设置为自适应时间步长，库朗数设置为固定值1，当入口气相质量流量大时，气相流速增大，由于网格长度间隔不变，则时间步长将变小，因此不同入口气相质量流量下稳压器波动管ccfl现象的计算时间将有差别；

20、初场设置方法为：在稳压器三维几何简化模型的下方形箱体给定初始水位，当气相入口质量流量为0kg/s时，箱体内的水沿重力方向流向压力容器，直到波动管和热管段内均有水流过，并且有部分水进入压力容器时，认为初场建立完成；在初场设置完成后，增大入口气相质量流量，进行气液两相逆流限制过程的计算。

21、本发明的有益效果是：

22、1、本发明突破了观察稳压器波动管ccfl现象的数值模拟工作，能够在不便于进行实验的情况下，通过数值计算预测不同进气量条件、不同液位高度、不同管道几何形状条件下的ccfl现象。

23、2、本发明对稳压器三维几何简化模型设计为上下方形箱体的组合结构，波动管三维几何简化模型简化为竖直管结构，热管段三维几何简化模型简化为水平管结构，压力容器三维几何简化模型简化为与热管段三维几何简化模型一端相连接的方形箱体结构，能够极大的降低建模难度，且使用该简化模型划分出来的网格的精度高，效果好。

24、3、本方法不限制于稳压器波动管位置的ccfl现象的分析，对于在核反应堆可能发生ccfl的堆芯冷却剂通道、堆芯上腔室连接孔板、热管段上升段与蒸汽发生器下腔室之间、蒸汽发生器倒立u型管等位置，均可用本发明所用的数值计算方法，在改变三维几何模型后进行分析。