【CAE案例】code_saturne — 严重事故中压水堆内氢气行为的CFD计算
01 研究背景压水反应堆是美国贝蒂斯原子能实验室开发成功的一种轻水核反应堆，压水反应堆利用普通水作为冷却剂和中子慢化剂。全球
01 研究背景
压水反应堆是美国贝蒂斯原子能实验室开发成功的一种轻水核反应堆，压水反应堆利用普通水作为冷却剂和中子慢化剂。全球大多数核电站都是压水堆核电站。在压水堆中，水作为主冷却剂在高压下被泵入反应堆堆芯，并在其中被原子裂变释放的能量加热。加热的高压水流向蒸汽发生器，将热能转移到产生蒸汽的二次系统的低压水中。然后蒸汽驱动涡轮机，涡轮机旋转发电机。与沸水反应堆相比，主冷却剂回路中的压力可防止水在反应堆内沸腾。
压水堆工作原理压水反应堆冷却系统由两个循环回路组成。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽发生器，回路内压力保持在150个大气压左右，在此压力下可将一回路水加热至约343℃而不沸腾。一回路水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压力约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾（温度约260℃），形成的水蒸气在过滤掉混杂的液态水后通过二回路送至汽轮机，推动涡轮发动机运转。在传热管中释放热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯，完成一回路循环。从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后，回流至蒸汽发生器，完成二回路循环。和沸水反应堆相比，压水堆堆芯体积更小，堆芯的功率密度较大（大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升），压水堆的发电效率约为33%；但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高，因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。在核事故中，反应堆丧失冷却能力，无法及时散热，金属锆燃料棒包层在高温下会与蒸汽发生锆水反应，产生大量热量的同时还会向安全壳内释放氢气。释放的氢气和空气、氧气、蒸汽混合，可能会创造出局部易燃环境。如果氢气发生燃烧甚至爆炸，会对安全壳造成强烈的破坏，进而引起严重的反应堆泄漏事故。因此氢气在安全壳内的分布是严重事故分析的一个重要内容。为了预防此类事件的发生，通常在反应堆内部设置除氢装置，吸收氢气，防止产生更加严重的事故。例如，法国的压水堆安装了被动式自催化复合器（Passive Autocatalytic Recombiner，PAR）以吸收并置换因锆水反应产生的氢气，防止在局部氢气浓度过高，单个PAR装置每分钟可以吸收25立方米的氢气。反应堆内流场复杂，同时由于氢气、空气、蒸汽的密度差和混合过程，在浮力驱动流的作用下湍流进一步加剧，必须进行局部分析以评估爆燃/爆炸风险。因此法国电力集团使用他们所研发的开源通用流体力学求解器code_saturne对严重事故中压水堆内氢气行为进行了CFD数值模拟，以评估目前所安装的PAR是否可以满足安全要求。
02 模型建立
以下案例为法国电力集团使用code_saturne结合开源前后处理平台SALOME以某压水堆为模型，模拟严重事故场景下的氢气行为。在事故中反应堆丧失冷却能力，燃料棒包层与高温蒸汽发生锆水反应生成氢气。对反应堆进行了全尺寸三维建模，反应堆内安装有24个PAR除氢设备，如下图所示：
网格包含了整个反应堆和内部设施，其中PAR设备使用体积源项表示，网格数量达到了50万。氢气在反应堆中心处产生，蒸汽在稳压器设备处产生，计算中使用k-ε模型。
03 仿真结果
从仿真结果可以观察到，随着时间的推进：
- Time=719.989s：大量氢气在浮力驱动下富集在反应堆上层；
- Time=779.92s：稳压器释放大量气体，使得圆顶上形成了一个氢气占比大于安全值（10%）的气团；
- Time=1139.86s：在稳压器释放的蒸汽的稀释作用、反应堆内流场的对流作用和PAR对氢气的吸收的共同作用下，氢气气团快速消失，浓度降低；
- Time=1379.84s-4019.93s：停止注入氢气，氢气在混合气体中缓慢稀释并产生了一定的分层现象；
04 研究结论
计算表明：通过在反应堆中安装PAR设备可以有效降低压水堆严重事故中氢气燃烧爆炸的风险；氢气可燃时段保持在一小时内，一小时后在PAR设备的作用下氢气已经基本没有了燃烧爆炸风险；爆燃/爆炸现象可能会在事故发生的短时间内在狭小空间内发生，需要根据仿真结果进行设计优化。
使用code_saturne可以对严重事故中压水堆内氢气行为进行预测，且处于世界领先水平，同时，code_saturne也可以解决类似的混合组分气体模拟相关问题。
