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核电站安全壳内氢气扩散和燃烧的分析程序GASFLOW及其应用

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核电站安全壳内氢气扩散和燃烧的分析程序GASFLOW及其应用  第 25 卷  第 4 期 核 科 学 与 工 程 Vol. 25  No. 4  2005 年 12 月 Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Dec.  2005 收稿日期 :2004212230 ;修回日期 :2005206207 作者简介 :肖建军 (1978 —) ,男 ,苗族 ,湖南人 ,清华大学核能与新能源研究院核能科学与工程专业博士 核电站安全壳内氢气扩散和燃烧的分析程序 GASFLOW 及其应用 肖建军 ,周志伟 ,经荥清 (清华大学核...
核电站安全壳内氢气扩散和燃烧的分析程序GASFLOW及其应用
 第 25 卷  第 4 期 核 科 学 与 工 程 Vol. 25  No. 4  2005 年 12 月 Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Dec.  2005 收稿日期 :2004212230 ;修回日期 :2005206207 作者简介 :肖建军 (1978 —) ,男 ,苗族 ,湖南人 ,清华大学核能与新能源研究院核能科学与专业博士 核电站安全壳内氢气扩散和燃烧的分析程序 GASFLOW 及其应用 肖建军 ,周志伟 ,经荥清 (清华大学核能与新能源技术研究院 ,北京 100084) 摘要 :介绍了由美国洛斯阿拉莫斯实验室 (LANL)和德国卡尔斯鲁厄研究中心 ( Fz K)共同开发的三维计 算流体力学程序 GASFLOW 的基本数学物理模型和数值计算方法。该程序主要用于分析核电站严重 事故下安全壳内氢气、水蒸气扩散分布和燃烧。列举了该程序在德国 Konvio 型压水堆氢气安全分析中 的应用。 关键词 :严重事故 ; 安全壳 ; 氢气行为 中图分类号 : TL334   文献标识码 :A   文章编号 :025820918 (2005) 0420317205 GASFLOW : CFD code for the distribution and combustion of hydrogen in the containment XIAO Jian2jun , ZHOU Zhi2wei , J IN G Xing2qing ( Institute of Nuclear Energy and New Energy Technology , Tsinghua University , Beijing 100084 , China) Abstract : Int roduce t he basic mat hematical and p hysical models of multi2dimensional comp utational fluid dynamics ( CFD) code GASFLOW , which is jointly developed by Los Alamos National Laboratory and Forschungszent rum Karlsruhe. The code is mainly used to analyze t he dist ribution and combustion of hydrogen and steam in t he contain2 ment under severe accident in N PP. The applications in a closed room and a German Konvoi2type PWR plant s were p resented. Key words :severe accident ; containment ; hydrogen behavior   核电站严重事故是指核反应堆堆芯大面积 燃料包壳失效 ,威胁或破坏核电站压力容器或 安全壳的完整性 ,并引发放射性物质泄漏的一 系列过程[1 ] 。在核电站运行的历史上发生过两 起严重事故 :1979 年的美国三里岛 ( TMI) 核电 站的堆芯熔化事故和 1984 年的前苏联切尔诺 贝利核电站的堆芯解体事故。在这两起严重事 故后 ,各核电国家都高度重视核电站的安全性 , 713 特别是核电站预防和缓解严重事故的能力。 在轻水堆严重事故中 ,氢气是一种重要的 事故产物。氢气有两个主要的来源 :堆芯金属 构件在高温下与水蒸气的反应 ;熔融物与混凝 土的反应。氢气在安全壳内扩散 ,与水蒸气、空 气混合 ,形成可燃混合气体。当氢气的浓度达 到可燃浓度限值 4 %时[ 2 ] ,就可能发生燃烧 ,甚 至是爆炸 ,这将会导致安全壳内的压力和温度 的升高 ,从而对安全壳的完整性造成威胁 ,放射 性裂变产物因此可能会释放到环境中 ,造成严 重危害。因此 ,研究严重事故下氢气在安全壳 内的扩散 ,判断其是否会发生燃烧或者爆炸 ,并 采取行之有效的缓解措施 ,是极其重要的。 根据国家核安全局在 2002 年颁布的《新建 核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》 的要求 :在严重事故下应能保持安全壳的完整 性 ,要考虑可燃气体的燃爆效应 ,必须消除威胁 安全壳完整性的大体积氢燃爆[3 ] 。因此 ,研究 严重事故下氢气在安全壳中的扩散与燃烧行 为 ,对于我国的核电站具有现实的工程意义。 1  程序简介 GASFLOW 是由美国洛斯阿拉莫斯实验 室 (L ANL)和德国卡尔斯鲁厄研究中心 ( Fz K) 共同开发的三维计算流体力学程序[4 ] 。它是一 个最佳流场估计工具 ,主要可以描述流场中以 下三维流动的现象 :氢气的扩散、混合分布与分 层 ;氢气燃烧和火焰扩散 ;不可凝气体的分布对 本地凝结与蒸发的影响 ;气溶胶的夹带、传输与 沉降等。 GASFLOW 程序主要用于分析核反应堆 安全壳或其他设施中 ,氢气或其他气体的传输、 混合与燃烧。通过 GASFLOW 程序的分析 ,主 要可以得到以下结果 :气体的组分及其随时间 在空间上的分布 ;判断由氢气、水蒸气、空气组 成的可燃混合气体是否会发生燃烧 ,分析燃烧 或没有燃烧的情况下 ,作用在安全壳内壁与内 部构筑物上的压力与温度的负荷。通过程序 , 还可以分析安全壳内事故缓解系统对混合物的 控制效果。 2  数学物理模型 GASFLOW 是基于计算流体力学 ( CFD) 数值技术发展起来的程序 ,它可以求解笛卡儿 坐标系或圆柱坐标系下的三维可压缩纳维2斯 托克斯方程。程序能够建立具有多个隔间的复 杂建筑设施的三维空间模型。GASFLOW 有 适用于多种气体种类 ,液滴和流体总内能的传 输方程 ,并内置了一个包含 23 种气体和 1 种液 体物性参数的数据库。 通过均质平衡模型、水蒸气与墙、内部构筑 物间的两相热传递模型 (蒸汽凝结和水蒸发) 、 氢气催化复合与燃烧过程中化学能模型及流体 紊流模型 , GASFLOW 能够模拟两相流体动力 学的情况。同时程序也可以建立通过对流和质 量扩散所产生的墙与内部构筑物之间的两相热 传递模型。 目前 , GASFLOW 有两个可用的紊流模 型 :代数模型和κ2ε模型 ,不同种类流体的紊流 扩散项包括在质量和内能方程中。 氢气燃烧所产生的化学能是气体区域中的 能量来源。单步化学动力学模型是通过修正的 阿累尼乌斯定律来计算氢气和氧气的浓度。两 步的化学动力学模型将化学反应分成感应阶段 和能量释放阶段。氢气的点火采用通用的点火 模型 ,它已在电火花和热插入型的点火器中得 到应用。氢气与氧气的催化复合反应的模型是 在利用 N IS 和 SIEM ENS 氢气复合器的设计 数据的基础上建立起来的。 气溶胶模型由以下几个模型组成 :拉格朗 日离散粒子传输 ,随机紊流粒子扩散 ,粒子沉 积、夹带和粒子云。这些模型整合了粒子行为 的原理以建立离散粒子现象的模型 ,并且可以 追踪离散粒子和粒子云的传输、沉积和夹带。 下面将对程序中所应用的一些主要模型做 一个简单的介绍。 2 . 1  流体力学模型 连续方程 :99t∫ V ΦdV =∫ S Φ( b - u)ΑdS +∫ V SΦdV (1)   质量守恒方程 :99t∫ V ρdV =∫ S ρ( b - u)ΑdS +∫ V SρdV (2)   动量守恒方程 : 813 99t∫ V ρudV =∫ S ρu ( b - u)ΑdS - ∫ S pdS + ∫ V ρgdV - ∫ S (V A ) dS - ∫ S ( DdΑ) dS +∫ V S m dV (3)   能量守恒方程 :99t∫ V ρI dV =∫ S ρI ( b - u)ΑdS - ∫ S p ( uΑ) dS - ∫ V p V 9V H2 O9 t dV - ∫S ( qΑ) dS +∫V S I dV (4) 式中 :V 为控制体的体积 ; S 为控制体 V 的表面 积 ;ρ为流体的密度 ; I 为流体的内能 ; t 为流体 的黏性应力张量 ; Dd 为流体的拉应力张量 ; q 为流体能量流量矢量 ; SΦ、Sρ、S m 、S I 为源项。 2 . 2  热传导与相变模型 气体与固体壁面的热交换 : ∫ V S I ,convection dV = ∑ s h s A s ( Ts - T) (5)   固体表面相变率 : ms′Y = h3d A s (ρH2 O - ρs ,sat ) (6)   混合气体汽液两相质量交换 : 汽态 : ∫ V Sρ, H2 O ,fluid dV = V C ρsat ( T , psat ) - ρH2 O (7)   液态 : ∫ V Sρ, H2 O ( l) ,fluid dV = - V C ρsat ( T , psat ) - ρH2 O (8)   固体壁面热传导 :99t∫ V qdV =∫ S k 9 T9 x dS (9) 式中 : hs 为气体混合物与固体壁面的热交换系 数 ; Ts 为固体壁面的温度 ; T 为气体混合物的 温度 ; A s 为气体混合物与固体壁面的换热面 积 ; ms′Y 为混合气体在壁面的凝结或蒸发率 ; h 3d 为修正后的质量传递系数 ;ρH2 O为气体混合 物中的水蒸气密度 ;ρs ,sat 为固体表面饱和水蒸 气的密度 ; C是非均质混合物的松弛因子。 2 . 3  化学动力学模型 2 . 3 . 1  单步反应模型 氢氧反应 : H2 + H2 + O2 ∴ω′Y H2 O + H2 O (10) - 1 2 d CH2 d t = - d CO2 d t = 1 2 d CH2 O d t = ω′Y (11) ω′Y = kf ( T) c2H2 CO2 - kb ( T) C2H2 O (12) kf ( T) = Cf Tf e Ef RT , kb ( T) = Cb Tb e Eb RT (13)   燃烧产生的化学能 : ∫ V S I ,combustion dV = V CCω′Y (14) 式中 : ω′Y 为反应速率 ; kf 、kb 为反应速率因 子 ; Eb 为反应所产生的能量。 2 . 3 . 2  两步反应模型 在两步反应模型中 ,化学反应被分为 :感应 阶段和能量释放阶段。在第一个阶段 ,中间产 物形成原子团 ,这些原子团对于整个链式反应 是很重要的 ,这个过程能量释放很少 ;在第二个 阶段 ,原子团复合反应 ,反应释放大量的能量。 2 . 4  气溶胶模型 粒子传输模型 : FI = Fd + Fgr + Fc = π 6 d 3 pρp dUpd t (15) 式中 : FI 为粒子的惯性力 ; Fd 为气动阻力 ; Fgr 为重力 ; Fc 为向心力 ; dp 粒子直径 ,ρp 粒子密 度 ; Up 粒子运动速度。 粒子紊流扩散模型 : 离散粒子的速度可以表示为流体在该点的 平均速度分量与紊流速度分量之和。紊流速度 分量可以通过随机方法计算 ,这种方法的主要 思想是假设粒子作为一个点源在Δt 时间内扩 散 ,粒子沿 x 坐标轴运动的概率可以写成以下 高斯概率分布的形式 : n( x , t) = 1 2πσ e - x 2 2σ2 (其中σ= 2 DpΔt (16) 式中 :2σ2 为概率分布偏差 ;σ为标准差 , Dp 为 紊流扩散系数。   粒子云模型 : ρpc ( r , t) = Mpc f ( r ,σ) (17) (其中 f ( r ,σ) = 1(2π) 32σ3 e - r 2 2σ2 ,σ= rpci + 913 2 Dpc t) 式中 : Mpc 为粒子云的质量 ; Dpc 为粒子扩散系 数 ; rpci为粒子云的初始半径。 3  数值计算方法 为了求解流体力学的问题 ,发展了很多的 有限差分方法。在 GASFLOW 程序中 ,采用的 是隐式连续欧拉2显式拉格朗日欧拉法 ( Implic2 it Continuous Eulerian2Arbit rary Lagrangian Eulerian ,简称 ICE’d AL E) [ 5 ] 求解纳维2斯托 克斯方程。 在 ICE’d AL E 数值方法中 ,每一个时间步 长分为三步来求解 :第一步 ,显式拉格朗日 ,在 这一步中 ,考虑了流场中所有物理、化学过程对 密度、速度、内能场的影响 ,并对上一个时间步 长的参数进行了更新。这一步中主要物理、化 学影响因素有 :燃烧、催化复合、热传递、液膜在 固体壁面上的相变和混合流体内的相变、体积 力和紊流效应等 ;第二步 ,隐式拉格朗日 ,在这 一步中计算了下一个时间步长流体的密度、速 度、压力和内能场。这一步的意义在于 ,通过计 算下一个时间步长的压力以消除在计算低速流 动时流体音速对时间步长所带来的限制 ;第三 步 ,重新分配 ,在这一步中 ,执行详细地对流计 算 ,将独立变量 ,如质量、动量、能量 ,重新分配 到原始网格。 4  应用举例 411  氢气缓解措施的机理性分析 作为氢气缓解措施的初步研究 ,本文利用 GASFLOW 程序分别对仅采用氢气点火器 ,仅 采用氢气复合器和氢气复合器联合点火器三种 氢气燃爆缓解措施进行了机理性分析。研究对 象是一密闭房间 ,体积为 464 m3 。假设氢气在 0~15 s 内以 500 g/ s 的速度从房间地板中央 注入 ,干氢气压力为 3 ×105 Pa ,温度为 300 K。 房间中总共安装了 3 个点火器和 7 个催化复合 器 ,在氢气浓度达到各自的可反应浓度后自动 启动 ,其空间布置如图 1 所示。 图 2 为不同缓解措施下氢气质量随时间的 变化情况 ,图 3、4 分别为火焰加速因子和燃爆 转变因子随时间的变化曲线。 图 1  密闭房间中氢气复合器和 点火器空间布置图 Fig. 1  Location of hydrogen recombiners and igniters in the closed room 图 2  氢气浓度随时间变化的曲线 Fig. 2  Hydrogen concentration curve in the closed room 研究表明 ,仅采用点火器 ,在水蒸气浓度较 高或者氢气浓度低于可燃浓度极限时 ,点火器 不能有效消除氢气 ;仅采用复合器 ,若氢气释放 速率较大时 ,复合器的消氢能力不足 ,氢气将聚 集在安全壳内 ,可能形成燃烧或者爆炸 ;复合器 联合点火器能够将氢气浓度在很短的时间内降 低至可燃浓度极限 ,随后通过复合器的作用 ,继 续消除氢气。 412  工程应用 德国核能研究所 ( Fz K) 以 Konvoi 型压水 堆圆型安全壳为研究对象 ,利用 GASFLOW 程 序分析了大破口失去冷却水事故 (BLOCA) 时 023 图 3  氢气平均火焰加速因子随时间变化曲线 Fig. 3  Ratio of hydrogen flame acceleration curve 图 4  氢气燃爆转变因子随时间变化曲线 Fig. 4  Ratio of hydrogen deflagration to detonation t ransition curve 氢气在安全壳内的分布及缓解措施[6 ] 。破口位 置在主回路热管段与稳压器之间的管线上 ,研 究时间为 7 000 s。通过严重事故源项分析程 序 M EL COR 计算 ,得到源项结果 :在管道破裂 刚开始的 700 s 内 ,共 460 t 冷却水和 40 t 水蒸 气注入到安全壳内 ,氢气的注入开始于 1 400 s ,总共有 532 kg 氢气释放到安全壳中 ,其中有 约 120 kg 氢气是在 5 932 s 以 2. 8 kg/ s 的速度 注入到安全壳中。 安全壳的内部空间体积约 70 000 m3 ,内部 构筑物混凝土表面积约 30 000 m2 ,钢材表面积 约 17 000 m2 ,共安装了 62 个 Siemens 氢气复 合器 ,如图 5 所示。 通过利用 GASFLOW 程序模拟大破口 LOCA 事故下安全壳内的氢气和水蒸气的行 为 ,可以看到 ,在氢气和水蒸气的初始释放阶 段 ,由于源项释放所导致的浮力的作用 ,气体沿 着蒸汽发生器上升至安全壳上部空间。在堆芯 发生大面积熔化之后 ,大量的氢气释放到安全 壳内 ,同时由于安全壳内壁及内部构筑物具有 较大的热容量 ,水蒸气会发生凝结 ,从而导致在 短时间里安全壳内产生可燃性氢气、水蒸气、空 气的混合物。在安全壳顶部空间 ,由于泰勒不 稳定性产生的漩涡的作用 ,浮力作用将会迅速 减弱 ,气体在安全壳顶部呈现层状分布。如果 氢气释放的同时 ,没有伴随有水蒸气的产生 ,则 这种层状的分布将保持很长一段时间。蒸汽凝 结所导致的沉积效应 ,氢气将沿着发生凝结的 构筑物表面 ,从安全壳顶部向下流动 ,从而打破 了气体混合物的层状分布。 图 5  Konvoi 型安全壳模型 Fig. 5  Konvoi type containment model 同时 ,通过 GASFLOW 对安全壳内 Sie2 mens 氢气复合器的详细模拟表明 ,安全壳内 40 %的氢气通过复合器得到了消除。 如图 6 所示 ,分析表明 ,在事故的绝大部分 时间里 ,氢气在安全壳顶部空间的浓度保持在 4 %以下 ,只在 2 700 s 时达到 6. 6 % ,5 900 s 达 到 11. 7 % ,但由于出现的时间极短 ,因此氢气 对安全壳完整性产生的威胁很小。 5  小结 氢气是核电站严重事故下的一种重要产 物 ,研究氢气在安全壳中的扩散与燃烧行为 ,对 于我国的核电站具有现实的工程意义。介绍了 计算流体力学程序 GASFLOW 的基本数学物 (下转第 329 页 , continued on page 329) 123 版社 , 1993. [ 4 ]  朱继洲 ,等. 核反应堆安全分析[ M ] . 陕西 :西安交通大 学出版社 , 2000. [ 5 ]  U. S. Commercial Nuclear Power Plant s[ R ] . WASH - 1400 (NUREG75/ 014) . Washington. 1975. [ 6 ]  ICRP. Age2dependent Doses to Members of t he Public f rom intake of Radionuclides : Part 4 Inhalation Dose Co2 efficient s[ R ] . ICRP Publication 71 , Annals of t he ICRP 1995 ,25 (324) . [ 7 ]  Keit h F. Eckerman , Jeff rey C. Ryman. External expo2sure to radionuclides in air , water , and soil [ R ] . EPA24022R2932081 , Federal guidance report ,1993 , (12) .[ 8 ]  USNRC. MEL COR Accident Consequence Code System(MACCS Version 1. 5) [ R] . Nureg/ CR24691 Vol . 1 , 2 ,3. Washington : USNRC , 1975.[ 9 ]  宋妙发 ,强亦忠 ,编著. 核环境学基础 [ M ] . 北京 :原子能出版社 , 1999. (上接第 321 页 ,continued from page 321) 图 6  安全壳顶部氢气浓度变化曲线 Fig. 6  Hydrogen concentration in the dome of the containment during 0~7 000 s 理模型和算法 ,并举例说明了该程序的应用。 GASFLOW 对我国核电站氢气安全分析 ,具有 一定的应用前景。 参考文献 : [ 1 ]  濮继龙. 压水堆核电站安全与事故对策 [ M ] . 北京 :原 子能出版社 ,1995. [ 2 ]  徐进良 ,等. 轻水堆严重事故及可能的缓解措施 [J ] . 核 动力工程 ,1998 :10 ,4232430. [3 ]  国家核安全局. 新建核电站设计中的几个重要安全问题 的技术政策 [ Z] . 2002 ,5. [ 4 ]  Travis J R , et al . GASFLOW : A Computational Fluid Dynamics Code for Gases , Aerosols and Combustion. Vol . 1. Theory and computational model [ Z] . Fz K and L ANL , 2001. [ 5 ]  Hirt C W , et al . An Arbit rary Lagrangian2Eulerian Computing Mot hed for All Flow Speed [J ] . Journal of computational physics ,1997 :135 ,2032216. [ 6 ]  Royl P , et al . Analysis of Steam and Hydrogen Dist ri2 butions wit h PAR Mitigation in NPP Containment s [J ] . Nuclear Engineering and Design , 2000 : 202 ,2312248. 923
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