一种铅铋反应堆一回路氧化物迁移分析方法

本发明涉及铅铋反应堆设计和腐蚀氧控，具体涉及一种铅铋反应堆一回路氧化物迁移分析方法。

背景技术：

1、液态金属冷却快堆是第四代先进核能系统的主力堆型，具有高温、低压、增殖核燃料和嬗变核废料等显著优点。铅铋合金由于具有良好的中子学和热工水力学特性，已成为第四代核反应堆及加速器驱动次临界系统等先进核能系统主要候选材料之一。

2、铅铋反应堆在运行条件下，钢元素通过腐蚀不断释放到铅铋合金中，并与一回路中的冷却剂一起输送，随后可能沉积在反应堆回路中或与铅铋合金存在溶解氧发生反应，从而产生杂质，其中熔点较高的杂质因不能熔化在铅铋合金中以固体颗粒物的形式存在。腐蚀产物在冷表面上的持续沉积和已经形成的氧化物颗粒的积累，可能会导致蒸汽发生器或燃料组件狭窄通道的堵塞。这些由铅铋合金腐蚀脱落产生的固相杂质大小从纳米到几百微米不等，最终在流道系统中形成铅铋合金夹带着固体颗粒的特殊多相流动状态。这可能导致长期运行后流量和冷却能力下降。因此有必要使用数值模拟来获得关于铅铋反应堆中一回路氧化物颗粒迁移特性，为设计有效过滤系统提供依据。

技术实现思路

1、为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种铅铋反应堆一回路氧化物迁移分析方法，分析铅铋合金中氧化物颗粒的迁移规律和分布位置，能够对铅铋反应堆运行条件下的典型氧化物迁移路径进行计算，填补了现有的计算需求空白。

2、为了实现上述目的，本发明采取了以下技术方案：

3、一种铅铋反应堆一回路氧化物迁移分析方法，步骤如下：

4、步骤1：对铅铋反应堆一回路进行闭环几何建模及网格划分，堆芯及蒸汽发生器一次侧设置为多孔介质；

5、步骤2：考虑流固共轭传热及湍流普朗特数修正获得整个铅铋反应堆一回路的稳态流场和温度场；

6、步骤3：根据磁铁矿溶解平衡模型，在上腔室流动方向温度梯度变化峰值处设置氧化物颗粒注射；

7、步骤4：采用dpm模型求解不同尺寸氧化物颗粒在铅铋反应堆一回路的迁移；

8、步骤5：对于会进入堆芯的氧化物颗粒，对绕丝组件进行三维cfd建模，给定边界获得组件内流场和温度场；

9、步骤6：在dpm模型基础上添加粒子-壁面作用求解氧化物颗粒在堆芯绕丝燃料组件内的迁移；

10、在fluent默认的dpm模型计算框架下，通过用户自定义函数的方式将粒子-壁面作用模型添加到离散相壁面边界条件中，粒子-壁面作用模型的具体描述如下：

11、若氧化物颗粒与壁面碰撞的法向速度小于临界沉积速度则认为氧化物颗粒沉积，否则对氧化物颗粒的速度施加恢复系数，继续求解迁移轨迹，直到氧化物颗粒到达指定边界或者达到最大迭代步数，从而得到氧化物颗粒迁移后的位置分布信息。

12、优选的，步骤1中：堆芯多孔介质区域在建模时分为非燃料组件区和燃料组件区，多孔介质在fluent软件中的一个关键设置参数为阻力系数f，对于非燃料组件区域的多孔介质，阻力系数f设置为常数；对于燃料组件区域的多孔介质，由于铅铋合金粘性小，忽略粘性阻力损失只考虑惯性损失；堆芯的压降主要由燃料组件决定，惯性阻力系数f采用rehme关系式：

13、

14、式中：

15、re——铅铋合金雷诺数；

16、f——几何因子，固定为1.225；

17、nr——组件内燃料棒数；

18、dr——燃料棒包壳外径/m；

19、dw——绕丝直径/m；

20、st——润湿周长/m；

21、对于蒸汽发生器一次侧多孔介质区域，在fluent软件中需要设置体热源进行换热计算，一次侧采用适于液态金属流过三角形或六边形排列棒束的ushakov换热关系式：

22、

23、

24、式中：

25、nu——努塞尔数；

26、p——传热管间距/m；

27、d——传热管外径/m；

28、pe＝re·pr——贝克莱数；

29、——普朗特数；

30、μ——铅铋合金动力粘度/pa·s；

31、cp——铅铋合比热容/j·(kg·k)-1；

32、he——铅铋侧对流换热系数/w·m-2·k-1；

33、λ——铅铋热导率/w·m-1·k-1；

34、dh——水力直径/m；

35、一二次侧总的换热系数u及蒸汽发生器一次侧多孔介质区域的体热源shx如下式：

36、

37、shx＝uaexchange(t-twater)/vphx

38、式中：

39、r——蒸汽发生器内传热管导热热阻/w·m-2·k-1；

40、hi——二次侧对流换热系数/w·m-2·k-1；

41、aexchange——传热管总换热面积/m2；

42、t——铅铋合金温度/k；

43、twater——管内饱和水温度/k；

44、vphx——蒸发器一次侧体积/m3。

45、优选的，步骤2中：获得整个铅铋反应堆一回路的稳态流场和温度场需要通过fluent软件进行三维cfd计算实现，计算需要对计算域内的材料物性进行定义；固体区域aisi 316l不锈钢物性及液态铅铋合金物性关系式如下式：

46、ρsteel＝8000kg·m-3

47、λsteel＝11.45+0.013t

48、cp,steel＝500j·k-1·kg-1

49、ρlbe＝11096-1.3236t

50、λlbe＝3.61+1.517×10-2t-1.741×10-6t2

51、cp,lbe＝159-2.72×10-2t+7.12×10-6t2

52、

53、式中：

54、t——铅铋合金温度/k；

55、ρsteel——不锈钢密度/kg·m-3；

56、λsteel——不锈钢热导率/w·m-1·k-1；

57、cp,steel——铅铋合金热容/j·k-1；

58、ρlbe——铅铋合金密度/kg·m-3；

59、λlbe——铅铋合金热导率/w·m-1·k-1；

60、cp,lbe——铅铋合金热容/j·k-1；

61、μlbe——铅铋合金动力粘度/n·s·m-2；

62、由于铅铋冷却剂的普朗特数较低，所以其分子导热占主导地位，速度和热的边界层的发展并不相似，因此引入修正湍流普朗特数模型来优化铅铋冷却剂换热计算，如下式：

63、

64、

65、pe＝ul/α

66、式中：

67、prt——湍流普朗特数；

68、pe——贝克莱数；

69、a——中间变量无实际意义；

70、u——铅铋合金局部流速/m·s-1；

71、l——铅铋合金流场的特征尺寸/m；

72、α——铅铋合金流场热扩散系数/m2·s-1；

73、通过引入以上固体区域aisi 316l不锈钢物性，液态铅铋合金物性关系式及修正湍流普朗特数模型即可求解纳维斯托克斯方程和能量方程，得到温度t和流速u在铅铋反应堆一回路中的分布，从而获得稳态流场和温度场。

74、优选的，步骤3中：磁铁矿溶解平衡模型如下式：

75、

76、

77、式中：

78、ksp——fe3o4溶解平衡常数；

79、cfe(lbe)——铅铋合金中溶解铁浓度/wt％；

80、co(lbe)——铅铋合金中溶解氧浓度/wt％；

81、t——铅铋合金温度/k。

82、优选的，步骤6中：颗粒临界沉积速度如下式：

83、

84、式中：

85、

86、

87、et＝0.998-1.16θ+2.11θ2-0.67θ3

88、en＝0.993-1.76θ+1.56θ2-0.49θ3

89、vcr——颗粒临界沉积速度/m·s-1；

90、dp——颗粒直径/m；

91、k——有效刚度；

92、ra——恢复系数，通常取1；

93、es——壁面杨氏模量/gpa；

94、ep——颗粒杨氏模量/gpa；

95、vs——壁面材料泊松比；

96、vp——颗粒泊松比；

97、et——颗粒切向反弹恢复系数；

98、en——颗粒法向反弹恢复系数；

99、θ——入射颗粒速度与接触面的夹角/rad。

100、和现有技术相比较，本发明具备如下优点：

101、1、本发明的分析方法能够对铅铋反应堆运行条件下的典型氧化物迁移路径进行计算，填补了现有的计算需求空白；

102、2、本发明的分析方法在堆芯燃料组件区域引入了更详细的惯性阻力关系式，引入了考虑蒸汽发生器换热管分布形状的换热关系式并且考虑了共轭传热，能够更加准确地计算铅铋反应堆一回路稳态运行时的冷却剂流动与传热特性；

103、3、本发明的分析方法通过磁铁矿溶解平衡模型，根据稳态温度场获得准确的氧化物颗粒生成位置，进而保证迁移计算时注射位置的合理性；

104、4、本发明的分析方法针对堆芯多孔介质建模方法导致无法反映该区域氧化物迁移的不足，引入了对铅铋反应堆绕丝燃料组件精细化建模的方法，对会进入堆芯的氧化物迁移进行计算。