反应堆堆芯围筒结构热流固耦合热变形分析-

论文导读：tothethermalfluidstructurecouplingissueofreactorcoreshroud,thethermaldeformationofcoreshroudisresearchedby3Dfiniteelementmethod.ThecharacteristicsandpracticabilityareresearchedforANSYSelementtypesincluding3DsolidthermalelementSOLID70，3DsolidelementSOLID4
摘要： 针对反应堆堆芯围筒热流固耦合问题，采用三维有限元法研究堆芯围筒的热变形.考察ANSYS的三维实体热单元SOLID 70，三维实体单元SOLID 45，三维表面热效应单元SURF 152和三维热流耦合管单元FLUID 116等单元类型的特点和实用性.建立堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度分析有限元模型：堆芯围筒和吊篮采用SOLID 70，结构表面与冷却剂的对流传热表面采用SURF 152，堆芯围筒与吊篮之间冷却剂采用FLUID 116.采用SOLID 45建立堆芯围筒有限元模型，根据得到的堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度场结果分析堆芯围筒热变形.结果表明，在考虑堆芯围筒及吊篮固体和流体的交叉耦合的基础上，采用三维有限元法能比较客观地模拟反应堆堆芯处的复杂运行环境.
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关键词： 反应堆； 堆芯围筒； 热变形分析； 热流固耦合； 冷却剂； ANSYS
： B
Thermal deformation analysis on thermalfluidstructure
coupling of reactor core shroud
ZHAO Feiyun, ZHU Kun, LI Yuan, YU Hao, WENG Yu, ZHANG Ming
(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)
Abstract： As to the thermalfluidstructure coupling issue of reactor core shroud, the thermal deformation of core shroud is researched by 3D finite element method. The characteristics and practicability are researched for ANSYS element types including 3D solid thermal element SOLID 70，3D solid element SOLID 45，3D surface thermal effect element SURF 152 and 3D thermalfluid coupling pipe element FLUID 116. The finite element models of thermal analysis are built for reactor core shroud, barrel and coolant. For the models, the core shroud and barrel are modeled by SOLID 70; the structure surface and convective heat traner surface of coolant are modeled by SURF 152; the coolant between core shroud and barrel is modeled by FLUID 116. The finite element model of thermal deformation analysis is built for core shroud by SOLID 45, and the thermal deformation of core shroud is analyzed according to the temperature field results of core shroud, barrel and coolant. The results indicate that, considering the thermalfluidstructure coupling among core shroud, barrel and coolant, the complex running environment of reactor core shroud can be simulated objectively by 3D finite element method.
Key words： reactor; core shroud; thermal deformation analysis; thermalfluidstructure coupling; coolant; ANSYS
0 引 言
CAE逐渐成为工程应用的主要工具［1］,在我国核电厂主设备的结构和热工水力分析中，CAE分析技术已成为关键工具之一［2］.反应堆堆内构件由堆芯围筒、吊篮、堆芯支撑板等部件组成，是核电厂主设备中的关键核岛设备.作为堆内构件的重要部分之一，围筒构成堆芯的径向边界，控制流经堆芯的冷却剂方向和流量，起到从圆形吊篮向方形燃料组件构件的堆芯边界的过渡作用.［34］
对于反应堆堆芯的围筒结构热流固耦合问题，通常采用简化的一维导热模型计算需要考察的局部温度和热变形等.［5］姜乃斌等［6］采用三维有限元法计算堆内构件等主设备，实现在现有计算机硬件条件下的整体大规模三维有限元分析，但未对堆芯围筒及吊篮结构进行具体的热变形计算分析.
本文以反应堆堆芯围筒结构为主要研究对象，针对堆芯围筒及吊篮结构的流固耦合问题［7］，建立有限元分析模型，分析研究堆芯围筒的热变形，考察ANSYS中SOLID 70（三维实体热单元）、SOLID 45（三维实体单元）、SURF 152（三维表面热效应单元）以及FLUID 116（三维耦合热流体管单元）等有限元单元类型特点和实用性，并计算堆芯围筒最大热变形结果和分布情况.1 计算输入
堆芯围筒底部通过螺栓与销钉固定在堆芯下部论文导读：
支撑板，堆芯围筒和吊篮三维模型见图1.围筒和吊篮的材料为304不锈钢［8］，在设计温度(343 ℃)下热导率为20.1 W/(m·K)，热扩散率为4.57×10-6 m2/s，比热容为560.32 J/(kg·K).吊篮与围筒之间的冷却剂在温度为279 ℃时热导率为0.575 W/(m·K)，比热容为5 334 J/(kg·K).
冷却剂流经堆芯围筒板与吊篮之间的空腔，故考虑堆芯围筒和吊篮各部位表面在正常运行工况下的传热系数.反应堆堆芯存在热量，堆芯围筒内侧温度分布随堆芯高度变化而变化，故须考虑正常运行工况下堆芯围筒内侧温度分布载荷.［7］
2 ANSYS单元类型和计算模型

2.1 ANSYS单元类型

采用ANSYS建立堆芯围筒的1/8分析模型.有限元单元类型的性质直接影响数值分析的可行性、收敛性和计算精度等.SOLID 70具有三个方向的导热能力和三维静态或瞬态的热分析能力，能实现匀速热流的传递，因此选择SOLID 70作为温度分析的热单元.在进行热变形结构分析时，使用等效的SOLID 45作为结构分析单元.在三维实体热单元表面上覆盖SURF 152，用于在热实体单元表面上施加对流载荷.流体的导热和流体流速采用FLUID 116模拟，其热流量取决于流体的传导和质量流速.

2.2 ANSYS温度分析模型

根据ANSYS温度分析模块和单元类型特点，用SOLID 70，SURF 152和FLUID 116等有限元单元建立堆芯围筒和吊篮温度分析有限元模型，见图2～6.

2.3 ANSYS热变形模型

根据堆芯围筒、吊篮和流体耦合分析获得的温度场进行热变形分析，结合ANSYS热变形分析模块和单元类型特点，本文采用SOLID 45模拟，以堆芯围筒底板与堆芯下部支撑结构相连接的螺栓和销钉作为固定约束.堆芯围筒热变形分析有限元模型见图7.
3 结果分析
将堆芯围筒内侧与吊篮外侧作为温度边界，堆芯围筒外侧和吊篮内侧的结构表面(SURF 152)与冷却剂流体(FLUID 116)以流固耦合方式进行导热，导热流程见图8.采用三维耦合热流体管单元模拟的冷却剂流体，其管内流体的质量流速=入口速度×流体截面积×流体密度.
堆芯围筒温度分布见图9，可知，其最大温度值为32

7.78 ℃，出现在围筒内侧的最上端.

堆芯围筒的热变形分析计算结果见图10和11.图11中，x方向的最大热变形为9.10 mm，y方向的最大热变形为5.89 mm，z方向的最大热变形为2

4.14 mm.

4 结束语
(1)结合堆芯围筒与吊篮之间存在的热流固耦合问题，考察ANSYS中SOLID 70，SOLID 45，SURF 152和FLUID 116等温度与热变形分析单元的类型特点及实用性.
(2)围绕堆芯围筒的热变形分析方法，考虑流固耦合效应，建立围筒、吊篮与冷却剂之间的计算模型.数值模拟结果表明该方法可以为堆芯围筒结构应力分析提供新的研究思路.
(3)采用三维有限元法并考虑堆芯围筒和吊篮的流固交叉耦合影响，在模拟堆芯围筒、吊篮和流场边界时更客观，能真实模拟反应堆堆芯处的复杂运行环境，对反应堆堆芯的结构设计和优化具有重要意义. 参考文献：
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