具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法与流程

1.本发明涉及核电反应堆保温层设计技术领域，具体涉及具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法。


背景技术：

2.反应堆压力容器保温层设置在反应堆压力容器(rpv)外侧，包容整个反应堆压力容器，其主要功能是减少反应堆热损失，降低环境温度和rpv内外壁面温差，保障反应堆的安全、稳定运行。相比以往核电技术，第三代核电技术安全特征要求，在应对堆芯熔化的严重事故方面，需增设置堆腔注水冷却系统(cis)，即保温层与rpv外表面共同形成一个特定的环腔，冷却水从位于保温层底部的注水管进入该环腔并冷却压力容器，避免rpv熔穿，从而保持反应堆压力容器结构完整性。同时在cis注水工况下需保持流道结构完整性，因此在保温层与rpv间增设衬板，并通过保温层支承固定到堆坑壁上。由于cis流道的存在以及增加了大量支承，保温层之间以及保温层和支承、贯穿件之间相比之前未设置cis的堆型会增加许多接缝间隙。
3.现有设置cis的堆型通常用传热试验结合经验公式对保温层热损失进行评价。经验公式法评价模型单一，对保温层支承及其穿出保温层的接缝等局部重要结构，只能做大量简化处理以及保守分析，而遇到保温层间隙超差、间隙漏流之类的现场安装和调试问题时，则难以有效评估保温层热损。
4.因此，需针对堆腔注水冷却系统的反应堆压力容器筒体保温层建立一种包含大量保温层间隙的行之有效的分析方法。


技术实现要素：

5.本发明的目的在于提供具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，该评估方法考虑了保温层间及保温层和支承间的大量接缝间隙，提高了保温层热损评估的有效性。
6.本发明通过下述技术方案实现：
7.具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，包括以下步骤：
8.s1、基于保温层样件单向传热试验，获得保温层导热系数λs与定性温度tm之间的关系，即获得保温层样件在不同温度下的导热系数；
9.s2、基于保温层布置对称性特点，构建筒体保温结构周期单元模型，基于该周期单元模型计算获得筒体保温结构的热态间隙漏流量；
10.s3、基于步骤s2构建获得的热态间隙漏流量，构建筒体保温结构全尺寸模型，基于该全尺寸模型计算获得筒体保温结构的热损失。
11.本发明所述评估方法考虑了保温层间及保温层和支承间的大量接缝间隙，预测存在大量接缝间隙的保温层的热损失，提高了保温层热损评估的有效性，且本发明通过模拟筒体保温层周期单元模型来代表整体筒体保温层模型，可减少整体模型计算时间。
12.进一步地，步骤s1中，获得保温层等效导热系数λs时考虑不同厚度下保温层的导热系数，取不同厚度下的导热系数的平均值作为最终导热系数值，并通过多项式拟合法推导出导热系数λs与定性温度tm之间的关系。
13.进一步地，步骤s2中，构建筒体保温结构周期单元模型时，根据面积相等原则，将不同高度层保温块之间的间隙面积、保温块与贯穿件之间的间隙面积，以及保温块与支承之间的间隙面积等效到该高度位置处支承与保温块接触处的间隙面积。
14.进一步地，根据面积相等原则对应的等效公式如下：
15.s
eq
＝s1 s2 s316.式中，s
eq
表示等效后的保温块与支承间隙面积；s1表示保温块之间的间隙面积；s2表示保温块与贯穿件之间的间隙面积；s3表示保温块与支承之间的间隙面积。
17.本发明通过面积相等原则，将所有间隙等效到支承与保温层接触处的面积，可消除小间隙处的网格，可大量减少网格数量。
18.进一步地，步骤s2中，构建筒体保温结构周期单元模型时，基于保温结构周期单元模型中的实际工况参数和边界条件，采用fluent软件用于收敛求解，获得热态间隙漏流量。
19.进一步地，实际工况参数包括步骤s1获得的导热系数λs，以及保温结构周期单元模型中的空气、不锈钢、合金钢以及混泥土的物性参数。
20.进一步地，边界条件包括入口边界条件和出口边界条件，所述入口边界条件为空气入口温度和流量；出口边界条件为压力出口，压力容器外壁面条件为温度场设置或者热流密度设置；堆坑混凝土外壁边界条件为温度设置。
21.进一步地，步骤s3中，全尺寸模型包括压力容器外壁、压力容器筒体保温层、压力容器支承、主管道和主管道保温层、混凝土及各部分固体结构与压力容器外壁所包络形成的流体域。
22.压力容器的保温层由若干保温块构成，保温块由支承结构支承，且保温层嵌入不锈钢内衬内，所述不锈钢内衬与压力容器之间形成的环形腔体为冷却流道。
23.进一步地，步骤s3中，构建筒体保温结构全尺寸模型时，先构建几何模型，然后将几何模型转化成参数矩阵，求解时将整体堆坑入口风量减去通过自定义函数加载到流体域内质量源相后的入口风量作为最终计算的入口风量边界条件。
24.本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
25.1、本发明通过简化的筒体保温层模型可以快速预测存在大量接缝间隙的保温层的热损失，提高了保温层热损评估的有效性。
26.2、本发明通过面积相等原则，将所有间隙等效到支承与保温层接触处的面积，可消除小间隙处的网格，可大量减少网格数量。
27.3、本发明通过模拟筒体保温层周期单元模型来代表整体筒体保温层模型，可减少整体模型计算时间。
附图说明
28.此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本技术的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
29.图1为本发明的流程框图。
具体实施方式
30.为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
31.实施例1：
32.如图1所示，具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，包括以下步骤：
33.s1、基于保温层样件单向传热试验，获得保温层导热系数λs与定性温度tm之间的关系，即获得保温层样件在不同温度下的导热系数：
34.传热试验按照astm c1061进行，测定保温层样件在不同温度下的导热系数。其中试验试样件可根据具体保温层的大小进行一定的缩比，同时样件需要有不同的厚度用于研究不同厚度下保温层的导热系数，然后可取不同厚度下的导热系数的平均值作为最终导热系数值，并通过多项式拟合法(一般为一次线性公式)推导出导热系数与温度的关系，为后面的数值模拟提供物性参数设定。
35.s2、基于保温层布置对称性特点，构建筒体保温结构周期单元模型(先构建几何模型，然后将几何模型转化成参数矩阵)，基于该周期单元模型计算获得筒体保温结构的热态间隙漏流量；
36.考虑筒体保温层结构对称性建立周期单元模型，如筒体保温层一圈均匀分布24个支承，则筒体周向15
°
模型为周期单元模型。研究区域为rpv外表面到堆坑屏蔽墙之间的部分。在进行几何网格划分时，由于保温层之间以及保温层和贯穿件和支承有大量小间隙，因此如果要完整地建立缝隙间的网格，由于间隙和整个空间尺寸上相差巨大，因此网格会非常多。在本发明中，将采用等面积原则将不同高度层保温块间隙面积、保温块与贯穿件及支承间的间隙面积等效到该高度位置处支承与保温块接触处的间隙面积，公式(1)给出了这种关系：
37.s
eq
＝s1 s2 s
ꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀ
(1)
38.式中，s
eq
表示等效后的保温块与支承间隙面积；s1表示保温块之间的间隙面积；s2表示保温块与贯穿件之间的间隙面积；s3表示保温块与支承之间的间隙面积。钢衬板布置方式与保温层相同，衬板的间隙面积也可用公式(1)计算。
39.通过等效面积原则，可以避免在细微的空隙中划分网格，从而大量减少了总体网格数量。模型采用ansys meshing一体化网格划分策略生成网格，确保流体-流体、流体-固体及固体-固体接触面网格节点完全对应，保证计算时各节点参数的连续性。
40.在定义边界条件时，入口边界条件为空气入口温度和流量；出口边界条件为压力出口(一般为大气压)；rpv外壁面条件为温度场设置或者热流密度设置；混凝土外壁边界条件为温度设置，一般取安全壳内环境温度。
41.模型中空气、不锈钢、合金钢以及混泥土等物性参数的设定可参考相应的物性手册；保温层的导热系数取步骤s1)中获得的关系式。湍流模型采用标准k-ε模型，辐射换热模型选取surface-to-surface模型。为确保求解过程的收敛性，计算过程中首先对计算域内流动和传热现象(不包含辐射换热)进行模拟，当计算结果收敛之后，添加辐射换热模块，进行计算直至结果收敛。
42.s3、基于步骤s2构建获得的热态间隙漏流量，构建筒体保温结构全尺寸模型(，先构建几何模型，然后将几何模型转化成参数矩阵)，基于该全尺寸模型计算获得筒体保温结构的热损失：
43.由于通风流道的不对称布置，需要建立整体模型。三维模型包括rpv外壁、rpv筒体保温层、rpv支承、主管道和主管道保温层(一次屏蔽墙内部分)、混凝土及各部分固体结构与rpv外壁所包络形成的流体域。由步骤s2可获得不同高度处保温层内侧的泄露质量、泄露速率及泄露温度，因此在建立整体模型时，可以通过用户自定义函数(udf)设定不同高度处的保温层间隙的泄露质量和能量，从而可以不用建立相应的保温层间隙几何模型。这种通过在模型中添加质量、能量源的方法可以消除缝隙网格，因此该模拟方法快速高效。为了保证入口风量的与给定工况一致，将整体堆坑入口风量减去通过udf加载到流体域内质量源相后的入口风量作为最终计算的入口风量边界条件。其他边界条件、物性参数以及求解方法与步骤s2一致。
44.采用上述评估方法模拟了两种工况，工况i为3mm间隙，工况ii为0mm间隙。热损等相关结果如表1所示。
45.表1不同工况下的模拟结果
46.参数工况i工况ⅱ入口温度(℃)1717入口风量(m3/h)1360013600间隙(mm)30混凝土平均温度(℃)37.1934.27混凝土局部最高温度(℃)74.6274.02保温层平均热损失(w/m2)1321.9186.84保温层总热损失(kw)304.0419.97
47.由于工况i存在缝隙，因此工况i引起的热损要远大于工况ii，这些结果也侧面反映了缝隙的存在确实影响了传热冷却效果，不能再简单采用之前的经验公式并忽略这些缝隙的存在。
48.以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

技术特征：
1.具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，包括以下步骤：s1、基于保温层样件单向传热试验，获得保温层导热系数λ
s
与定性温度t
m
之间的关系；s2、基于保温层布置对称性特点，构建筒体保温结构周期单元模型，基于该周期单元模型计算获得筒体保温结构的热态间隙漏流量；s3、基于步骤s2构建获得的热态间隙漏流量，构建筒体保温结构全尺寸模型，基于该全尺寸模型计算获得筒体保温结构的热损失。2.根据权利要求1所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，步骤s1中，获得保温层等效导热系数λ
s
时考虑不同厚度下保温层的导热系数，取不同厚度下的导热系数的平均值作为最终导热系数值，并通过多项式拟合法推导出导热系数λ
s
与定性温度t
m
之间的关系。3.根据权利要求1所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，步骤s2中，构建筒体保温结构周期单元模型时，根据面积相等原则，将不同高度层保温块之间的间隙面积、保温块与贯穿件之间的间隙面积，以及保温块与支承之间的间隙面积等效到该高度位置处支承与保温块接触处的间隙面积。4.根据权利要求3所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，根据面积相等原则对应的等效公式如下：s
eq
＝s1 s2 s3式中，s
eq
表示等效后的保温块与支承间隙面积；s1表示保温块之间的间隙面积；s2表示保温块与贯穿件之间的间隙面积；s3表示保温块与支承之间的间隙面积。5.根据权利要求1所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，步骤s2中，构建筒体保温结构周期单元模型时，基于保温结构周期单元模型中的实际工况参数和边界条件，采用fluent软件用于收敛求解，获得热态间隙漏流量。6.根据权利要求5所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，所述物理参数包括步骤s1获得的导热系数λ
s
，以及保温结构周期单元模型中的空气、不锈钢、合金钢以及混泥土的参数。7.根据权利要求5所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，边界条件包括入口边界条件和出口边界条件，所述入口边界条件为空气入口温度和流量；出口边界条件为压力出口，压力容器外壁面条件为温度场设置或者热流密度设置；堆坑混凝土外壁边界条件为温度设置。8.根据权利要求1所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，步骤s3中，全尺寸模型包括压力容器外壁、压力容器筒体保温层、压力容器支承、主管道和主管道保温层、混凝土及各部分固体结构与压力容器外壁所包络形成的流体域。9.根据权利要求1所述的具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，其特征在于，步骤s3中，构建筒体保温结构全尺寸模型时，先构建几何模型，然后将几何模型转化成参数矩阵，求解时将整体堆坑入口风量减去通过自定义函数加载到流体域内质量源相后的入口风量作为最终计算的入口风量边界条。

技术总结
本发明公开了具有注水冷却系统的反应堆压力容器保温层热损评估方法，包括以下步骤：S1、基于保温层样件单向传热试验，获得保温层导热系数λ


技术研发人员：胡甜 邱天 李玉光 邱阳 周高斌 余志伟 杨立才 董元元 张尚林
受保护的技术使用者：中国核动力研究设计院
技术研发日：2022.02.18
技术公布日：2022/5/25