超临界水四棒束传热数值分析

许多挺，李虹波，杨 珏，顾汉洋

（1.上海交通大学核科学与工程学院，上海 200240；2.中科华核电技术研究院有限公司，广东深圳 518026）

超临界水四棒束传热数值分析

许多挺1，李虹波2，杨 珏2，顾汉洋1

（1.上海交通大学核科学与工程学院，上海 200240；2.中科华核电技术研究院有限公司，广东深圳 518026）

超临界水冷堆（SCWR）开发的关键是棒束内超临界水（SCW）的热工水力特性。本文针对超临界水四棒束流动传热实验进行CFD数值模拟，SSG湍流模型的计算结果与实验结果吻合良好。分析结果表明，流动方向对棒束截面内流量分布有显著影响。与下降流相比，尽管上升流时棒束间流动搅混较弱，但上升流时棒束截面流量及壁面周向温度分布更加均匀，加热棒壁面温度更低。可见，棒束横截面上的流量分布是影响加热棒壁面流动传热的主要因素。

超临界水；棒束；传热；流动方向；数值模拟

超临界水冷堆（SCWR）相对于目前的压水堆具有设备简化、热效率高等显著优点，为此世界核能发达国家对其开展了大量研究。超临界水的一个主要特性是在拟临界点附近存在物性的急剧变化，因此导致了奇异的流动传热特性。

目前文献报道的棒束超临界流体传热实验大部分是由俄罗斯学者完成的，包括Dyadyakin等［1］的7棒束超临界水传热实验，Silin等［2］的大型棒束超临界水流动传热实验以及Kirillov等［3］的7棒束超临界氟利昂传热实验，上述实验结果表明，超临界流体的流动和传热特性在棒束内与圆管内存在显著差异。近几年，CFD在超临界流体的流动传热研究引起了广泛关注［4－6］，Cheng等［7］针对三角形和四边形棒束的子通道内超临界流体开展了CFD分析，指出超临界棒束内存在强烈壁面周向温度分布不均匀性，而后国际上众多研究者对棒束子通道内超临界流体开展了类似CFD分析［8－9］。最近，Sharabia等［10］针对方形和三角形通道内超临界CO2的流动传热特性进行了CFD分析并与反应传热弱化现象的实验数据进行了比较，这是目前唯一针对非圆通道内超临界流体CFD计算结果与实验结果相比较验证的公开文献。

本文针对上海交通大学核科学与工程学院完成的四棒束超临界水流动传热实验开展CFD数值研究，以验证CFD方法对棒束内超临界流体流动传热的预测可靠性，分析流动方向对棒束内超临界流体流动结构和传热的影响。

1 实验及计算模型

四棒束超临界水传热实验在上海交通大学SWAMUP超临界水回路上完成。实验棒束横截面几何结构如图1a所示，棒束组件长度为1 300mm，棒束流道为边长20.32mm的正方形，4根加热棒为正方形布置，加热棒外径为8mm，棒与棒间中心距为9.44mm，其节径比为1.18。在棒束轴向等间距安装6个定位格架，第1个格架距入口端100mm，其余格架与格架间距为225mm，每段定位格架高8mm。加热棒采用壁厚为1.0mm的Inconel718精制合金管，采用直流电加热方式。在加热棒内壁面布置4根滑移热电偶，其测点位置示于图1a。

图1 四棒束截面示意图（a）及计算区域（b）Fig.1 Cross－section of 4－rod bundle（a）and simulation area（b）

棒束横截面计算区域如图1b所示，依照实验段几何结构进行建模。由于四棒束呈对称排列，且为了简化网格，节约计算时间，本文取全棒束的1／4作为计算区域，并将计算区域划分成3类子通道。其中，A代表角通道，B代表边通道，C代表中心通道。使用CFX13.0进行数值模拟，加热棒导热系数根据Inconel718不锈钢管的导热系数选取，根据实验功率确定加热棒的体积热流密度。

使用ICEM生成六面体结构化网格，并转化成非结构化网格以适应CFX的计算，网格截面如图2所示，加热段轴向布置700个节点，总网格数为465万。调整流体近壁面区域的网格，以保证计算收敛。通过详细的网格敏感性分析保证求解网格为无关解网格。考虑到通道中流体湍流流动的各向异性特征，本文采用二阶雷诺应力湍流模型SSG进行计算。

图2 横截面网格示意图Fig.2 Cross－section of mesh

本文计算模拟的工况列于表1。

表1 计算模拟工况Table 1 Simulation case

2 计算结果及分析

2.1 实验与数值计算结果对比

图3为实验获得的各子通道流体温度、加热棒壁面温度分布与计算结果的对比。从图3可看出，加热棒壁面温度呈上升趋势，说明定位格架对超临界流体的流动传热有显著影响，格架下游加热棒壁面温度显著下降，而随着流体向下游流动，格架的影响减弱。CFD数值计算结果与实验结果在定量上可较好吻合，同时CFD数值计算能很好地反映格架对传热的影响，说明使用SSG模型能有效地模拟棒束内的流动传热现象，即能用计算结果来分析流动方向对对流传热的影响。

2.2 流动方向对棒束壁面温度的影响

图4示出距流体入口1 170mm处两种流动方向下加热棒壁面温度周向分布。可看出，对于上升流与下降流，加热棒壁面温度周向分布有很大差异，上升流较下降流的壁面温度周向分布更加均匀。上升流时，最高壁面温度为438.7℃，最大温差约为16.1℃，而下降流时最高壁面温度达478.1℃，最大温差达到66.9℃，周向最高壁面温度位置均出现于棒束间隙（θ＝90°和180°）。此外，两种流动方向下计算得到的加热棒壁面温度在角通道区域（θ＝280°～350°）也有较大差别，上升流时，此区域壁面温度约为432℃，而下降流时，约为412℃。

图3 上升流各子通道加热棒壁面与流体温度轴向分布Fig.3 Wall and fluid temperature axial distributions of different sub－channels in upward flow

图4 距流体入口1 170mm处加热棒壁面温度周向分布Fig.4 Circumferential temperature distribution of bundle at 1 170mm from inlet

图5示出两种流动方向下加热棒壁面最高温度分布。可看出，上升流与下降流壁面最高温度轴向分布在高度为700mm之前保持一致，但在700mm之后，下降流时计算得到的最高壁面温度较上升流时的高，且差别逐渐增大，在实验段出口处，最高温差达到43.3℃。

图5 加热棒壁面最高温度分布Fig.5 The highest wall temperaturedistribution of bundle

2.3 流动方向对流场的影响

图6 子通道质量流量轴向分布Fig.6 Mass flow rate axial distributionin sub－channels

图6示出两种流动方向下子通道质量流量的轴向分布。从图6可看出，流动方向对中心通道和角通道质量流量分布有明显影响。在下降流中，中心通道质量流量自入口处有略微上升，而后一直下降，角通道质量流量自入口处有略微下降，而后一直上升；在上升流中，中心通道质量流量一直保持上升趋势，而角通道质量流量一直保持下降。即在两种流动方向下，中心通道和角通道质量流量变化趋势截然相反，且在上升流中，子通道质量流量变化较为缓慢。

图7示出距流体入口1 170mm位置的截面流体质量流量分布云图。由图7可见，在上升流中，中心通道质量流量最大，各子通道质量流量分配较均匀，但在下降流中，质量流量最大的位置位于角通道，且各子通道质量流量差异较大。尤其值得注意的是，在下降流中，棒束间隙区域的质量流量很小，导致壁面冷却效率低，这是造成该区域壁面温度飞升的主要原因。

图8示出两种流动方向下距流体入口1 170mm处的截面二次流速度矢量分布。可看出，流动方向的不同会使截面横向流动分布发生很大变化。上升流时，3类子通道区域各有2个二次流涡结构；而下降流时，角通道区域有6个二次流涡结构，边通道区域有3个二次流涡结构，中心通道区域有2个二次流涡结构。这是因为在下降流时，浮升力的作用方向与流动方向相反，其作用力加强了流动紊流程度，子通道质量流速分配不均匀，截面流动较为紊乱，导致出现多个二次流涡结构。

图7 距流体入口1 170mm处截面质量流量分布Fig.7 Mass flow rate distribution at 1 170mm from inlet

图8 距入口1 170mm处截面流体速度分布Fig.8 Distribution of fluid velocity on section 1 170mm from inlet

2.4 棒束间隙搅混作用

为分析流动方向对棒束间搅混强度的影响，本文对比了不同流动方向的横向流速度比系数Fcm。图9为间隙位置示意图，将间隙长度无量纲化，0位置代表包壳近壁面，1位置代表棒束间隙对称轴。Fcm用于衡量棒束内相邻通道间的交换作用，其表达式为：

式中：S为间隙长度；U为节点主流速度；Vcross为节点横向流速度分量。

图10为两种流动方向下Fcm的轴向分布。在上升流中，Fcm沿流动方向变化不大，但在下降流中，Fcm沿流动方向持续增大，Fcm的增大说明下降流较上升流产生更加激烈的流量重新分配，导致流量分布的均匀性变差从而使加热棒的传热均匀性变差。

图9 间隙位置示意图Fig.9 Position of gap

图10 横向流速度比系数轴向分布Fig.10 Fcmaxial distribution

3 结论

本文采用CFD方法对四棒束内超临界水的流动传热进行了数值研究，分析了流动方向对流动传热的影响，计算结果表明：

1）定位格架对传热有较大影响，在定位格架下游，棒束壁面温度显著下降，SSG模型能有效模拟棒束内流动传热现象，且能很好地反映格架对流动传热的影响。

2）相比上升流，下降流壁面周向温差较大，壁面最高温度较高，对流传热系数低。

3）在上升流中，横截面上的流量分布较为均匀，而下降流在浮升力的作用下出现强烈的子通道间的横向流动和质量重新分配，导致各子通道内流量的不均匀。同时流动方向对棒束截面上的二次流结构也有重要影响。

［1］ DYADYAKIN B V，POPOV A S.Heat transfer and thermal resistance of tight seven－rod bundle，cooled with water at supercritical pressures［J］.Transactions，1977，11：244－253

［2］ SILIN V A，VOZNESENSKY V A，AFROV A M.The light water integral reactor with natural circulation of the coolant at supercritical pressure B－500SKDI［J］.Nuclear Engineering and De－sign，1993，144：327－336.

［3］ KIRILLOV P L，OPANASENKO A N，POMETKO R S，et al.Experimental study of heat transfer on rod bundle at supercritical parameters of Freon－12，FEI－3075［R］.Obninsk：［s.n.］，2006.

［4］ 王飞，杨珏，顾汉洋，等.垂直管内超临界水传热实验研究［J］.原子能科学技术，2013，47（6）：933－939.

WANG Fei，YANG Jue，GU Hanyang，et al.Experimental research on heat transfer performance of supercritical water in vertical tube［J］.Atomic Energy Science and Technology，2013，47（6）：933－939（in Chinese）.

［5］ 赵萌，李虹波，张戈，等.圆管内超临界水上升、下降流动传热实验研究［J］.原子能科学技术，2012，46（增刊）：250－254.

ZHAO Meng，LI Hongbo，ZHANG Ge，et al.Experimental study on heat transfer to supercritical water flowing in circular tubes［J］.Atomic Energy Science and Technology，2012，46（Suppl.）：250－254（in Chinese）.

［6］ 潘杰，杨东，董自春，等.垂直上升光管内超临界水的传热特性试验研究［J］.核动力工程，2011，32（1）：75－85.

PAN Jie，YANG Dong，DONG Zichun，et al.Experimental investigation on heat transfer characteristics of water in vertical upward tube under supercritical pressure［J］.Nuclear Power Engineering，2011，32（1）：75－85（in Chinese）.

［7］ CHENG X，KUAN B，YANG Y H.Numerical analysis of heat transfer in supercritical watercooled flow channels［J］.Nuclear Engineering and Design，2007，237（3）：240－252.

［8］ YANG J，OKA Y，ISHIWATARI Y，et al.Numerical investigation of heat transfer in upward flows of supercritical water in circular tubes and tight fuel rod bundles［J］.Nuclear Engineering and Design，2007，237：420－430.

［9］ GU H Y，CHENG X，YANG Y H.CFD analysis of thermal－hydraulic behavior in SCWR typical flow channels［J］.Nuclear Engineering and Design，2008，238（12）：3 348－3 359.

［10］SHARABI M，AMBROSINI W，HE S，et al.Prediction of turbulent convective heat transfer to a fluid at supercritical pressure in square and triangular channels［J］.Annals of Nuclear Energy，2007，35（6）：993－1 005.

Numerical Simulation of Heat Transfer to SCW in 4－rod Bundle

XU Duo－ting1，LI Hong－bo2，YANG Jue2，GU Han－yang1
（1.School of Nuclear Science and Engineering，Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China；2.China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen518026，China）

A key issue of SCWR development is the thermal hydraulic characteristics of supercritical water（SCW）flowing in rod bundles.The heat transfer of SCW in a 4－rod bundle was numerically simulated by CFD in this study.The SSG turbulent model was selected and a reasonable prediction was achieved comparing with the experimental data.The simulated results show that the flow direction has great impact on the flow rate distribution at cross section.Comparing with the downward flow，the upward flow has more uniform flow rate distribution and circumferential temperature distribution which results in lower wall temperature，though its flow mixing in the bundle is relatively weak.It indicates that the convective heat transfer on heating wall is mainly influenced by flow rate distribution in the cross－sectional flow area of bundles.

supercritical water；rod bundle；heat transfer；flow direction；numerical simulation

TK124

A

：1000－6931（2015）02－0292－05

10.7538／yzk.2015.49.02.0292

2013－11－28；

2014－03－30

许多挺（1989—），男，内蒙古阿拉善人，硕士研究生，核能科学与工程专业