池式快堆泵支承热变形简化计算方法研究
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2023, 11(2), 141-154 Published Online April 2023 in Hans. /journal/nst  /10.12677/nst.2023.112016
池式快堆泵支承热变形简化计算方法研究
许海波1,2*，隋丹婷1,2，陆道纲1,2，张钰浩1,2，刘  雨1,2
1华北电力大学核科学与工程学院，北京
2
非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京
收稿日期：2023年2月18日；录用日期：2023年3月3日；发布日期：2023年4月24日
摘  要
池式快堆主容器的热钠池上部空间内的主泵、中间热交换器(IHX)、独立热交换器(DHX)等设备的支承结构贯穿主容器的上封头，钠池中的钠液面上方覆盖有氩气。在反应堆正常运行工况下，高温液钠通过自然对流、热辐射等方式将热量传递给这些上部结构。为了评估这些结构的完备性，需要计算它们的温度分布及热变形。目前一般采用数值模拟方法获得这些结构的温度场和热变形，而传统数值模拟需要建立三维模型，这将耗费大量计算资源和计算时间，而且计算结果往往难于获得实验验证。因此，在工程设计上迫切需要建立起一套快速便捷且经过实验验证的热钠池上部结构的温度场分布及热变形的计算方法。本研究提出了一套池式快堆泵支承温度分布及热变形简化计算方法，采用局部二维建模计算替代详细三维建模计算，有助于降低网格数量，显著节约计算资源。首先通过与快堆上部空间换热特性缩比试验的比较验证了该方法的合理性，进而采用同样的方法对池式快堆上部空间流动传热行为进行建模与分析。计算结果表明氩气空间内存在较明显的自然循环流动，主泵支承颈在相同高度下靠近堆芯的一侧的温度高于远离堆芯的一侧温度，且远离堆芯一侧的温度在高度方向上下降的更快。最后将得到的主泵支承颈的温度场用于热变形计算，为池式快堆泵支承结构热变形优化设计提供重要数值参考。
关键词
池式快堆，泵支承，二维简化计算方法，温度场，热变形
Research on Simplified Method for
Calculating Thermal Deformation of the Pump Support in the Sodium-Cooled Fast Reactor
Haibo Xu 1,2*, Danting Sui 1,2, Daogang Lu 1,2, Yuhao Zhang 1,2, Yu Liu 1,2
1
School of Nuclear Science and Engineering, North China Elertric Power University, Beijing
*
通讯作者。
许海波 等
交互池和变形器怎么卸载
2
Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, Beijing
Received: Feb. 18th , 2023; accepted: Mar. 3rd , 2023; published: Apr. 24th
, 2023
Abstract
In the sodium-cooled fast reactor, the supporting structures of the main pump, intermediate heat exchanger (IHX), independent heat exchanger (DHX) and other equipment in the upper space of the sodium pool of the primary container penetrate the upper head of the primary container. The upper region above the sodium level is covered with argon. Under the normal operating conditions of the reactor, high-temperature liquid sodium transfers heat to these upper structures through natural convection, thermal radiation, etc. In order to evaluate the completeness of these struc-tures, their temperature distribution and thermal deformation need to be calculated. At present, numerical simulation methods are generally used to obtain the temperature field and thermal deformation of these structures. However, traditional numerical simulation requires the estab-lishment of detailed thre
e-dimensional models, which will consume a lot of computing resources and calculation duration, and the calculation results are usually difficult to obtain experimental verification. Therefore, there is an urgent need to establish a fast, convenient and experimentally verified calculation method for temperature field distribution and thermal deformation of the upper structures of the hot sodium pool. In this study, a simplified calculation method for temper-ature distribution and thermal deformation of the pump support in the Sodium-cooled fast reactor is proposed, and local 2D modeling calculation is used instead of detailed 3D modeling calculation, which helps to reduce the number of meshes and significantly save computing resources. Firstly, the legitimacy of the proposed method is verified by comparison with the scaled test of the heat transfer characteristics of the upper space in the fast reactor. Then, the same method was used to model and analyze the heat transfer behavior of the upper space in the large Sodium-cooled fast reactor. The calculation results show that there is an obvious natural circulating flow in the argon space, and the temperature of the main pump support neck near the core at the same height is higher than that of the side away from the core, and the temperature on the side away from the core drops faster in the height direction. Finally, the temperature field of the main pump support neck is used for the calculation of thermal deformation, which provides an important numerical reference for the optimal design of thermal deformation of the pump support in the sodium-cooled fast reactor.
Keywords
Sodium-Cooled Fast Reactor, Pump Support, 2D Simplified Calculation Method, Temperature Field, Thermal Deformation
Copyright © 2023 by author(s) and Hans Publishers Inc.
This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY 4.0). /licenses/by/4.0/
1. 引言
如图1所示，池式快堆主容器的热钠池上部空间内的主泵、中间热交换器(IHX)、独立热交换器(DHX)等设备的支承结构贯穿主容器的上封头，钠池中的钠液面上方覆盖有氩气。
在反应堆正常运行工况下，高温液钠通过自然对流、热辐射等方式将热量传递给这些上部结构，造
许海波等
成贯穿件支承在径向和轴向方向上的受热不均匀，进而带来支承结构的热变形等问题。由于主泵支承内
部安装了泵轴，泵支承受热不均将使泵轴偏离中心线，严重影响主泵的安全运行，甚至造成主泵停运。为此，郭晓娴[1]等对主泵轴承的可靠性评估方法进行了对比分析研究。马翔凤[2]对一台泵停运的非对称工况下的瞬态热工水力特性进行了研究。杨晓燕等[3]研究了非对称工况对钠冷快堆堆芯入口温度的影响。孙晓龙[4]研究了事故工况下钠冷快堆的非能动余热排出特性。为避免此类情况发生，计算相关结构的温度分布及热变形，并以此评估这些结构的完备性尤为必要。
目前一般采用数值模拟方法获得这些结构的温度场和热变形，张晓露[5]对快堆主容器顶部复杂空间中的覆盖气体热工水力行为进行较为详细的模拟研究。李朝君[6]针对中国实验快堆的堆容器温度场进行了数值模拟和热应力分析。对于池式钠冷快堆存在的热分层现象，杜鹏等[7]进行了模型开发及瞬态分析的研究。
Figure 1. The schematic diagram of the upper structures in the sodium-cooled
fast reactor
图1. 池式快堆上部结构示意图
堆内热屏蔽具有降低堆内结构受高温及中子辐照影响的作用，能显著降低泵支承所受温度。王毅等[8]对氢化锆材料用于堆内热屏蔽进行研究，王事喜等[9]研究了高性能计算分析技术在堆内热屏蔽的应用。
余新太等[10][11]研究了氩气空间环形窄缝中氩气的流动现象，并对主泵支承颈的温度场进行了三维非结构建模计算。这种传统数值模拟的方式需要建立三维模型，将耗费大量计算资源和计算时间，而且计算结果往往难于获得实验验证。
基于相似理论建立缩比模型的研究方法早已存在。吴强等[12][13]基于相似理论对氩气空间的温度场进行实验研究并进行了氩气空间传热实验原理的分析。考虑到中国示范快堆尺寸巨大，可考虑建立缩比模型对中国示范快堆的温度场进行实验研究。
因此，在工程设计上迫切需要建立起一套快速便捷且经过实验验证的热钠池上部结构的温度场分布及热变形的计算方法。本研究提出了一套池式快堆泵支承温度分布及热变形简化计算方法，通过局部二维建模计算替代详细三维建模计算，以降低网格数量，显著节约计算资源。首先通过与快堆上部空间换热特
性缩比试验的比较以验证该方法的合理性，进而采用同样的方法对池式快堆上部空间流动传热行为进行建模与分析。最后将得到的主泵支承颈的温度场用于热变形计算，为池式快堆泵支承结构热变形优化设计提供重要数值参考。
许海波等
2. 简化计算方法及验证
2.1. 总体计算方案
Figure 2. The schematic diagram of the structure near the pump support
图2. 泵支承附近结构示意图
如图2所示，主泵支承颈外侧有两层周向热屏，能显著降低泵支承所受温度。两层周向热屏高度略低于主泵支承颈，其上部有一空隙使氩气流通。主结构外侧有一保温层，以隔绝温度。主结构内侧附近有一径向热屏，能显著降低主结构所受温度。旋塞侧壁面附近有一生物屏蔽柱，其直接与堆芯相邻。在钠液面温度为540℃运行工况下，钠液面与生物屏蔽柱为池式快堆上部结构热源，直接影响泵支承的温度分布。而钠液面及氩气空间内氩气周向流动对泵支承附近温度场的影响是次要的，又考虑到主泵支承附近空间结构存在沿主泵支承对称轴径向对称的情况，故可以在泵支承及其附近氩气空间进行局部解耦、二维建模。因此，本研究提出了一套池式快堆泵支承温度分布及热变形简化计算方法，采用局部二维建模计算替代详细三维建模计算，有助于降低网格数量，显著节约计算资源。
因此，总体计算方案由开展缩比试验台架相关工作与开展池式快堆相关工作两部分组成。基于缩比实验台架开展二维简化建模计算，通过对主泵支承颈温度场的模拟结果与实验结果进行对比，验证简化建模方法和计算方法的合理性。在验证了计算方法合理性之后再开展池式快堆的相关工作。通过相同的建模方式和边界条件设置对池式快堆泵支承局部温度场进行模拟计算，再将计算结果导入稳态热应力计算模块，完成主泵支承颈热变形的计算分析。具体分析流程见图3。
2.2. 缩比试验台架计算及验证
2.2.1. 缩比试验台架介绍
为研究池式快堆氩气空间的换热机理，研究团队前期搭建了池式快堆锥顶盖及氩气空间缩比试验台架，其装置由通风系统、钠供给系统、电加热系统、惰性系统供给系统、试验段五大系统组成，如图4所示。
在缩比试验台架中，主泵支承颈内部装有主泵，是保护主泵正常运行的关键设备，倘若其受热不均匀，产生热变形，将严重影响钠冷快堆的运行安全。其外侧安装有两层周向热屏，以降低高温氩气对主泵的影响。两层热屏的上方有一狭窄流道，使两层热屏与主泵支承颈之间的空间与氩气空间连通。主结构外侧为保温层，起到隔绝热量传递，保护人员安全的作用。主结构内侧附近有一径向热屏蔽，降低高温氩气对主结构的影响。在主泵支承颈靠近堆芯一侧的设置生物屏蔽柱，由于快堆运行时会产生大量热
量，靠近堆芯的生物屏蔽柱会吸收堆芯热量。
许海波等
Figure 3. Overall calculation scenario flowchart
图3. 总体计算方案流程图
Figure 4. The schematic diagram of the main system of the scaled test bench
图4. 缩比试验台架主要系统示意图

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