低压力、低蒸汽质量下自然循环系统核热耦合两相流不稳定性数值分析

1、低压低品质蒸汽下自然循环系统核-热耦合两相流不稳定性的数值分析纸质信息纸张历史：接收日期：2000年10月13日；修订日期：2011年8月24日；发布日期：2011年8月24日。摘要基于一维两相漂移流模型，数值模拟了5兆瓦核供热堆(清华大学核能与新能源技术研究所开发)试验回路(HRTL-5)在考虑和不考虑点中子动力学情况下的两相流稳定性。分析了1.5兆帕低压和10%以下低蒸汽质量下密度波振荡的不稳定性。在压力PSYS=1.5 MPa下，模拟了入口过冷度和热流密度对系统不稳定性的影响。结果表明，在不同的热通量下，系统不稳定入口处有两个过冷边界。在不考虑点中子动力学的情况下，计算结果与HRTL-5

2、的实验结果吻合较好。当考虑点中子动力学和不考虑核特性时，系统的不稳定边界没有太大的不同。但是，如果加入点中子动力学，在系统的不稳定区域，系统热工水力参数的振荡幅度和振荡级数会受到一定的影响。自20世纪50年代以来，随着核反应堆(特别是沸水堆)商业化的开始，两相流不稳定性的研究在国际上兴起。在反应堆热工水力设计中，稳定的两相流一直是一个重要的安全标准。自沸水堆发展和商业化以来，热工水力稳定性一直是设计、运行和安全中最重要的问题之一。沸水堆两相流不稳定性的研究通常基于高蒸汽品质和强制循环的条件。Boure等人(1973)提出了流动不稳定性的明确分类。这些不稳定性分析大多基于强制循环条件，而密度波不

3、稳定性分析基于沸水堆的高蒸汽质量条件。此后，赖克(1980)对以前关于流动不稳定性的分析做了一些补充，包括非线性、多维和即时的结果。Fukuda和Koborl(1979)首次发表了低蒸汽质量下密度波振荡的不稳定性分析。特别是自三里岛(TMI)和切尔诺贝利核事故以来，核工程师的设计理念受到了极大的影响。固有安全和被动安全的设计理念越来越受到重视。由于设备非常简单和固有的安全特性，自然循环的设计概念被引入，并被用作新的先进反应堆冷却系统中的一种重要操作模式。例如，余热排出系统(RHRS)在没有额外的泵或电来提供动力时，使用自然循环来消除余热；在下一代沸水堆中，自然循环也用于传递堆芯热量。然而，类似

4、于强制循环系统和自然循环系统，在某些操作条件下也可能发生不稳定。因此，设计者和工程师需要知道在什么情况下会发生不稳定以及如何避免它。Fukuda和Koborl(1979)研究了自然循环和强制循环系统中低蒸汽质量(第一类)和高蒸汽质量(第二类)密度波的不稳定性。Van Bragt基于荷兰Dodewarrd沸水堆自然循环系统，研究了自然循环下的流动不稳定性，并测量了启动过程中的流动振荡。蒋等(2000)在-5(5 MW核供热堆试验回路)上进行了一系列不同压力和相当大范围的其他操作参数的试验。在他们的工作中，不仅观察到了一些特殊的两相流不稳定性并分析了其机理，还报道和分析了I型密度波不稳定性。1.背

5、景自然循环沸腾系统的实验研究有许多文献报道。难近母普拉萨德等人(2007年)对自然循环回路中流动不稳定性的研究进行了调查和评述。1984年和1988年(1993年3月-洛伊巴和雷伊)的卡尔索和拉萨尔核电厂事件引起了许多研究者对沸水堆热耦合流动不稳定性研究的兴趣。这两起反应堆事故源于反应堆堆芯的气穴效应或燃料棒的多普勒效应。从那以后，许多研究人员集中于研究中子学和热工水力学的耦合特性。van Bragt和van der Hagen(1998)解释了沸水堆中子动力学和热水力学分析之间反馈和相互作用的基本机制。此后，难近母普拉萨德等人(2007)对核热耦合机制提出了一些修改、扩展和补充，并对自然循环

6、沸腾系统的不稳定性分析提出了更为先进的观点。然而，在这个问题上有不同的理解，他们之间的报告结果显示出很大的差异。例如，van Bragt和van der Hagen(1998)发现空化效应系数的绝对值(VRC)具有不同的增长模式，具有不同类型的密度波振荡(DWO)，即第一类和第二类。然而，与给定的结果不同，根据Nayak等人(2000)，VRC绝对值的增加在这两个DWO区域中具有稳定的结果，但是根据李赫潘(2005)的研究，其具有由范布拉格和范德黑根(1998)确定的不稳定的结果。与VRC相似，根据上述文献，燃料时间常数对系统稳定性特性的影响也表现出很大的差异。尽管这些研究人员使用不同的方法来

7、研究类似的问题，但不一致的结果表明，我们对自然循环中不稳定核热耦合的理解还不够清楚。自1989年以来，清华大学核能与技术研究所研制的5兆瓦低温核供热堆一直在运行。它采用整体布置的概念，可以在1.5兆帕的低压下分别运行水压模式和沸水模式。范布拉格和范德哈根(1998)、纳亚克等人(2000)和李赫潘(2005)研究了不同的系统，本文分析了在考虑和不考虑点中子动力学的情况下，HRTL-5系统的自然循环不稳定性。当考虑中子动力学和热工水力学之间的耦合时，将考虑空化效应和多普勒效应的反馈。2.方法在本研究中，四方程漂移流模型用于描述系统的流动特性，六组延迟中子点中子动力学用于模拟堆芯中产生的热量。在此

8、基础上，我们还开发了自己的计算代码。根据HRTL-5的特点，如图1所示，整个循环可分为七个流动区域，包括单相流动区域、高过冷沸腾区域、低过冷沸腾区域、加热段和冷凝段的饱和沸腾区域、单相气体沸腾区域、上升段的绝热核态沸腾区域和下降段的单相流动区域。这是自然循环的详细划分。在本研究中，局部阻力主要集中在加热部分的入口和出口。根据相应的实验数据，加热部分的入口和出口处的阻力系数分别约为33和3。因此，成功开发了一个可广泛验证的计算机程序，其计算结果与HRTL五号的实验结果非常一致。数学模型如下：质量守恒方程：动量守恒方程：能量守恒方程：蒸汽质量方程：漂流速度模型(朱波、芬德利，1965)；过冷沸腾模

9、型(Marotti，1977)；内聚模型(杨，2002)；瞬时空化模型(蒋、艾门多弗，1993)；六个延迟中子点反应堆的中子动力学：从公式(12)和(13)，可以获得以下公式：反应堆动力学与热工水力分析耦合，考虑了燃料温度和燃料棒空隙率的动态反应性反馈效应。反应性(T)由空化效应和多普勒效应反馈组成，其形式如下：关于数学模型和计算格式的更多详细信息，请参考文献(王等，2007)。3.结果和讨论3.1。模型验证该模型可用于确定系统的稳定性图。在某些工况点，某些参数的扰动会使流量参数以相同的幅度不断增加，这将被视为不稳定，如入口过冷度和热流密度。然而，如果扰动抑制了流动参数的变化，则相应的状态点被

10、认为是稳定的。图2示出了从模型的评估模拟中获得的边缘稳定边界与在-5和蒋(1994)的数据集中的实验结果的比较。可以看出，本文的模拟结果不仅与五号的实验结果一致，而且与蒋(1994)的结果也一致。这表明一些热通量有两个稳定的边缘。随着热流的增加，相应稳定边界入口处的过冷度也增加。图3显示了在相同振幅干扰下入口速度随时间的变化。在该图中，可以清楚地看出，如果其他操作参数(包括系统压力、热通量和系统几何尺寸)固定，入口过冷度将从15.0 K增加到26.2 K，并且入口流速的扰动将导致不同的发展模式。例如，当入口过冷度为15.0 K时，如果时间足够长，扰动的影响会慢慢消失，但当入口过冷度为15.2K

11、时，即使入口过冷度值只增加一点点，这种扰动也会使入口速度振荡继续增加，最终以恒定的幅度振荡。当入口过冷度在26.0 K左右时，也会出现类似的现象。此外，随着入口过冷度的增加，各扰动的最终振荡幅度经历了由低到高，然后下降的趋势。这一结果与姜等人(2000)的实验结果相吻合。图4显示了当入口过冷度为15.2 k时，完全发展沸腾的起始点(FDB)随时间的演变。该图显示，相对于入口速度振荡，振荡约为0.181至0.190，这在图3的第三个图中示出图5和图6分别示出了在加热段和绝热上升段的不同位置处空隙率随时间变化的模型预测结果。在这两幅图中，可以清楚地发现，在流动振荡过程中，加热段和绝热上升段不同位置

12、的空隙率波也连续上下振荡。可以看出，进气道参数扰动的传递过程在绝热上升段持续时间较长。换句话说，这个过程可以看作是两相混合物密度波从入口到出口的传播过程。3.2。核耦合密度波不稳定性图7示出了具有和不具有子动力学和热-液压耦合评估模型的边缘稳定性边界的比较。核热耦合分析，包括多普勒效应和空化效应的反馈效应。可以得出结论，核热耦合密度波是不稳定的，并且具有较宽的不稳定区域。这意味着中子动力学和热水力学的耦合分析使得系统在原始边界附近运行比以前更加不稳定。为了更好地理解多普勒效应反馈和空化效应反馈对系统稳定性的影响，我们分别研究了这两种反馈。图8显示了当入口过冷度为15.2 k时，不同核反馈模式下

13、入口速度随时间的变化。从图中可以看出，在固定的运行条件下，多普勒效应反应反馈使系统略微“稳定”，而空化效应反应反馈使系统更加“不稳定”。同时考虑多普勒效应和空化效应，结果是系统的稳定性介于不考虑反应反馈和只考虑空化效应的反应反馈两种模型之间。这是因为在这些不同的核反馈模型中，入口速度的振荡幅度是不同的。图9显示了不同反应反馈模型中反应反馈随时间的变化。如图所示，无功反馈振荡曲线的幅度和相位互不相同。这是由以下耦合链引起的：包括燃料温度变化、无功反馈、反应堆热功率变化、燃料功率变化和燃料温度再次变化的耦合链；岩心孔隙度变化、反应性变化、热功率变化、燃料功率变化和岩心孔隙度变化的耦合链再次出现；以

14、及两个耦合链之间的耦合和热工水力参数的时滞效应。核反馈影响的直接结果是变化从燃料到冷却剂的热传递通量大小。图10显示了不同核反馈模型下相对热通量随时间的变化。从图中可以清楚地观察到，由多普勒效应引起的相对热通量的幅度最小，空化效应最大。根据图8所示的结果，即使多普勒效应使热流在初始值附近振荡，系统的趋势也是稳定的。这种现象可以用反应性反馈、热通量反馈和入口速度之间的时间延迟效应或相位差来解释，如图8-10所示。由于反馈空化效应的反应反馈、热流反馈和进口速度振荡阶段相同，系统呈现不稳定趋势，如图8所示此外，我们还研究和比较了不同核反馈系数下的边际稳定边界。图11显示了空化反应性的不同反馈系数之间

15、的比较。可以看出，空化反应性反馈系数绝对值的增加使系统更加不稳定。图12示出了系统中不同多普勒效应反馈系数的比较。可以看出，多普勒效应反应性反馈系数绝对值的增加使系统更加稳定。结论5 MW核供热堆在低压和低蒸汽质量条件下运行。这与运行中的商用沸水反应堆的运行条件非常不同。本文介绍了一种核-热耦合两相流不稳定性的分析方法。分析结果表明：1.自行开发的程序可用于分析两相密度波的不稳定性。2.根据当前反应器的结构和运行条件，空化效应的反应性反馈系数的绝对值增大，这增加了系统的不稳定性；3.根据当前反应堆的结构和运行条件，增加多普勒效应反应性反馈系数的绝对值对系统的稳定性有稳定作用。4.在当前的反应堆结构、运行条件和核反馈系数设计条件下，考虑核反馈会使系统比不考虑核反馈更不稳定。5.由于反馈参数与某些热工水力参数之间的相对相位差不同，不同的耦合模型对系统稳定性的影响也不同。参考：1973年，汤律师事务所律师。两相流不稳定性