汪子迪,曹 臻,劉曉晶,程 旭
(上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院,上海200240)
SCWR-FQT回路的熱工物理耦合分析
汪子迪,曹 臻,劉曉晶,程 旭
(上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院,上海200240)
中歐核能合作研究項(xiàng)目超臨界水堆燃料驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)(SCWR-FQT)的主要研究?jī)?nèi)容為在超臨界水環(huán)境下對(duì)一個(gè)小型燃料組件進(jìn)行堆內(nèi)性能分析和驗(yàn)證。本文應(yīng)用修過(guò)后的系統(tǒng)程序ATHLET-SC對(duì)該實(shí)驗(yàn)回路進(jìn)行建模,同時(shí)結(jié)合堆芯中子物理的計(jì)算結(jié)果,對(duì)由于壓力管進(jìn)口管破裂形成的失水事故進(jìn)行熱工水力和中子物理的耦合分析,并討論了物理耦合中停堆棒的負(fù)反應(yīng)性、冷卻劑溫度系數(shù)等參數(shù)對(duì)結(jié)果的影響。計(jì)算結(jié)果表明,進(jìn)行了中子物理耦合的結(jié)果得到的最高包殼溫度比未進(jìn)行中子耦合的結(jié)果要低15℃,同時(shí)停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性是該事故過(guò)程中影響燃料棒最高包殼溫度的一個(gè)主要因素。
超臨界水堆;ATHLET-SC;中子耦合;LOCA事故;事故分析
超臨界水堆是第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇(GIF)推薦的6種第四代反應(yīng)堆中唯一的水冷反應(yīng)堆[1],具有系統(tǒng)簡(jiǎn)單、熱效率高,很好的經(jīng)濟(jì)和安全性等優(yōu)點(diǎn),是國(guó)內(nèi)外研究的熱點(diǎn)堆型[2]。歐盟的8家研究機(jī)構(gòu)和國(guó)內(nèi)9所大學(xué)、研究院聯(lián)合發(fā)起了第七框架研究計(jì)劃國(guó)際合作項(xiàng)目“超臨界水冷堆燃料性能驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)(Supercritical Water-cooled Reactor Fuel Qualification Test,SCWR-FQT)”[3],計(jì)劃將一個(gè)小型的燃料組件置于超臨界水環(huán)境的實(shí)驗(yàn)堆中進(jìn)行分析和驗(yàn)證。該實(shí)驗(yàn)堆是位于捷克Rez核能研究所的LVR-5實(shí)驗(yàn)堆,這個(gè)小型的燃料組件壓力管替換的是其中一個(gè)正常的燃料組件。該項(xiàng)目還將為這一超臨界水實(shí)驗(yàn)回路的設(shè)計(jì)分析和安全許可的申請(qǐng)?zhí)峁┲С郑?]。本文應(yīng)用修改后適用于超臨界水堆的系統(tǒng)分析程序 ATHLET-SC[5]對(duì)SCWR-FQT回路進(jìn)行建模,并基于更新后的安全信號(hào),結(jié)合燃料組件的中子物理參數(shù),對(duì)該回路壓力管進(jìn)口管破裂形成的失水事故進(jìn)行了熱工物理耦合分析。
圖1所示為SCWR-FQT回路的示意圖?;芈返南到y(tǒng)壓力為25 MPa,額定流量為0.25 kg/s,燃料組件壓力管連接著 MSL-in管道出口和MSL-out管道入口,其進(jìn)出口冷卻劑溫度均為300℃,燃料組件位于圖中CORE所示位置,其裂變功率63.6 k W,γ輻射功率為9.8 k W,其出口冷卻劑溫度為384℃。該回路中的安全系統(tǒng)包括非能動(dòng)和能動(dòng)的安注系統(tǒng),非能動(dòng)的安注系統(tǒng)為高壓安注ACC1、ACC2,當(dāng)回路壓力低于23 MPa時(shí),該系統(tǒng)會(huì)自動(dòng)向回路注入冷卻劑;能動(dòng)的安注系統(tǒng)包括低壓安注系統(tǒng)LPCI和應(yīng)急安注系統(tǒng)ECI。回路中各主要構(gòu)件和設(shè)備功能介紹參見文獻(xiàn)[6]。表1,表2所示分別為更新后的安全信號(hào)和信號(hào)觸發(fā)、延遲假設(shè)時(shí)間。
圖1 SCWR-FQT回路LOCA事故示意圖[6]Fig.1 Scheme of the LOCA accident of SCWR-FQT loop
表1 SCWR-FQT回路安全系統(tǒng)的觸發(fā)信號(hào)及相應(yīng)動(dòng)作Table 1 Safety signals and corresponding actions of the safety system of the SCWR-FQT loop
表2 安全系統(tǒng)的信號(hào)延遲及其觸發(fā)設(shè)備動(dòng)作時(shí)間假設(shè)Table 2 Assumption of the signal delay time and equipment action time of the safety system
其中主冷卻劑管道低壓力信號(hào)取壓力管進(jìn)口管道MSL-in、壓力管出口管道MSL-out和應(yīng)急安注管道ECI三處壓力中的最小值,回路低流量信號(hào)為主冷卻劑泵的低轉(zhuǎn)速。當(dāng)?shù)蛪毫虻土髁啃盘?hào)觸發(fā)后,低壓安注系統(tǒng)LPCI投入運(yùn)行;此外燃料組件出口處的冷卻劑的高溫信號(hào)或整個(gè)實(shí)驗(yàn)段進(jìn)口與應(yīng)急安注管的壓差信號(hào)會(huì)觸發(fā)應(yīng)急安注系統(tǒng)ECI。當(dāng)主回路中的壓力超過(guò)30 MPa時(shí),高壓力信號(hào)觸發(fā),安全釋放閥自動(dòng)開啟,當(dāng)主回路壓力降低至30 MPa后,重置信號(hào)被觸發(fā),安全釋放閥關(guān)閉。
反應(yīng)堆停堆信號(hào)被上述主回路冷卻劑低壓力,低流量信號(hào)、實(shí)驗(yàn)段出口冷卻劑超溫信號(hào)以及實(shí)驗(yàn)段進(jìn)口與應(yīng)急安注管出口壓差信號(hào)觸發(fā),停堆信號(hào)的延遲時(shí)間為0.06 s。停堆信號(hào)被觸發(fā)后,停堆棒在1.0 s內(nèi)下落。停堆信號(hào)觸發(fā)后延遲1.0 s,主冷卻劑泵停止運(yùn)行。同時(shí)假設(shè)主泵的惰轉(zhuǎn)時(shí)間為2.0 s。同樣,停堆信號(hào)觸發(fā)后,低壓安注和應(yīng)急安注信號(hào)經(jīng)過(guò)1.0 s的延遲被觸發(fā)。低壓安注泵和應(yīng)急安注泵的啟動(dòng)時(shí)間為2.0 s,但是由于這兩種安注泵的工作壓力均為12.0 MPa,低壓安注和應(yīng)急安注實(shí)際上都是在主回路安注點(diǎn)處的壓力降低至12.0 MPa以后才開始。自動(dòng)卸壓信號(hào)由安注信號(hào)觸發(fā),均不存在延遲,但所有閥門(包括ADS1,ADS2和 ADS3)的動(dòng)作時(shí)間都假設(shè)為0.5 s。
圖2為SCWR-FQT燃料組件的示意圖。燃料棒長(zhǎng)度為600 mm,直徑為8 mm,柵距為9.44 mm。冷卻劑在4層冷卻劑通道(分別為圖1中所示的 PT-GT1,GT1-GT2,GT2-RE/AB和core)中流動(dòng)。燃料棒的直徑為8 mm,柵距為9.44 mm,燃料棒高度為600 mm。中子每代的時(shí)間Λ=2.07×10-05s,表3為燃料組件6群緩發(fā)中子的參數(shù),其中包括每組緩發(fā) 中子的衰變常數(shù)λi和份額βi。
圖2 燃料棒組件示意圖Fig.2 Sketch of the fuel assembly
表3 六群緩發(fā)中子參數(shù)Table 3 Kinetic parameters common
堆芯的物理計(jì)算由清華大學(xué)工程物理系核能科學(xué)與工程管理研究所反應(yīng)堆工程計(jì)算分析實(shí)驗(yàn)室(REAL團(tuán)隊(duì))基于其自主研發(fā)的、用于反應(yīng)堆堆芯計(jì)算分析的三維輸運(yùn)蒙特卡羅程序:反應(yīng)堆用蒙特卡羅分析程序RMC(Reactor Monte Carlo code)完成[7]。由于不知道燃料棒中具體的富集度分布,在計(jì)算中是假設(shè)燃料富集度均勻分布的,得到以下結(jié)果:
1.FQT中4個(gè)冷卻劑通道中的冷卻劑從外到內(nèi)溫度 (K)分別為 614.5 K,620.5 K,640.5 K,650.5 K 時(shí),Keff= 1.008 345 ±0.000 176;冷卻劑通道中的冷卻劑從外到內(nèi)溫度 (K)分 別 為 914.5 K,920.5 K,940.5 K,950.5 K時(shí),Keff=1.007 533±0.000 175。
2.FQT 中燃料棒的溫度(K)為950.0 K時(shí),Keff=1.008 311±0.000 189;溫 度 (K)為1 250.0 K時(shí),Keff=1.008 059±0.000 190。
3. 三個(gè)停堆棒拔出時(shí):Keff=1.003 625±0.000 176;三個(gè)停堆棒完全插入時(shí):Keff=0.963 862±0.000 186。
由以上數(shù)據(jù)可以得到,堆芯冷卻劑溫度反應(yīng)性系數(shù)為-2.710×10-061/K,燃料棒溫度反應(yīng)性系數(shù)為-5.513×10-05K-0.5,同時(shí)根據(jù)假設(shè)停堆棒在停堆1.0 s后完全插入,引入的負(fù)反應(yīng)性為4.110×10-02。
如圖1所示,破口位于壓力管進(jìn)口管MSL-in上,靠近主泵2.0 m的位置,破口大小為100%,即為冷卻劑輸送管道的總截面積154 mm2。臨界流模型采用Y.Z.Chen等人提出的修正的HEM模型[8]。表4列出了事故發(fā)生后未進(jìn)行中子耦合和進(jìn)行了中子耦合的事故序列,圖3為回路主要參數(shù)隨時(shí)間的變化對(duì)比圖。
表4 MSL-in管發(fā)生LOCA大破口事故的時(shí)間序列Table 4 Time sequence in large break LOCA in pipe MSL-in
以未進(jìn)行中子耦合計(jì)算所得到的事故序列為例,2.0 s時(shí)破口發(fā)生,回路中冷卻劑流向破口,壓力管內(nèi)冷卻劑的流動(dòng)方向發(fā)生了逆轉(zhuǎn),流向位于壓力管上游的破口,這個(gè)過(guò)程還伴隨著回路壓力的迅速降低。當(dāng)壓力降到23.0 MPa時(shí),安注箱自動(dòng)投入使用,ACC1提供的冷卻劑將直接流向破口,無(wú)法冷卻燃料棒,而ACC2提供的冷卻劑經(jīng)由燃料組件上部流經(jīng)整個(gè)壓力管,能有效冷卻燃料棒。2.08 s時(shí),系統(tǒng)低壓信號(hào)(22.5 MPa)被觸發(fā),經(jīng)過(guò)0.06 s的延遲,反應(yīng)堆開始停堆。這之后,即3.09 s時(shí),壓力管進(jìn)口管壓力降低至應(yīng)急安注管出口壓力3.0 MPa以下,壓差信號(hào)被觸發(fā)。低壓信號(hào)被觸發(fā)后的1 s后,即3.08 s,應(yīng)急安注信號(hào)被觸發(fā),主泵開始惰轉(zhuǎn),應(yīng)急安注ECI泵開始啟動(dòng),自動(dòng)卸壓閥ADS2配合打開。9.06 s時(shí),主回路壓力降低至12 MPa,此時(shí)應(yīng)急安注ECI開始向主回路注入冷卻劑,冷卻劑沿著應(yīng)急安注管,經(jīng)由堆芯上部流經(jīng)整個(gè)壓力管。安注箱ACC1和ACC2分別在11.57 s和14.80 s排空。
圖3 LOCA事故中主要參數(shù)隨時(shí)間的變化Fig.3 History of the main parameters in LOCA(a)燃料棒功率;(b)燃料組件壓力;(c)燃料棒包殼溫度;(d)安注系統(tǒng)流量;(e)燃料組件流量;(f)燃料組件冷卻劑溫度
相比未進(jìn)行中子耦合的事故序列,進(jìn)行了中子耦合得到的事故序列是一致的,只是事件發(fā)生的時(shí)刻卻不盡相同。如圖3(a)所示,隨著反應(yīng)堆的停堆,燃料組件的功率迅速下降,未進(jìn)行耦合的計(jì)算是假定燃料棒功率在停堆棒插入后0.1 s內(nèi)線性下降至4.5 k W的衰變功率,其后緩慢降低。而對(duì)于進(jìn)行了中子耦合的計(jì)算而言,由于此時(shí)燃料棒溫度上升,而溫度反應(yīng)性為負(fù)導(dǎo)致其功率下降得速率更快,而后隨著停堆棒的插入完成,同樣由于溫度的負(fù)反應(yīng)系數(shù),耦合計(jì)算的功率維持在比未進(jìn)行耦合計(jì)算的功率更高的水平。圖3(b)所示為燃料組件內(nèi)的壓力變化,對(duì)于中子耦合計(jì)算而言,在LOCA事故發(fā)生的前期,由于燃料棒的功率下降更快,使得燃料組件的壓力也下降得更快。但是停堆后,其功率更高,這就導(dǎo)致事故的后期回路壓力下降的速率更慢。對(duì)于燃料棒包殼溫度而言,事故發(fā)生后燃料棒包殼溫度急劇升高,這是由于在事故初期,停堆還未完成而導(dǎo)致熱流密度很高,再加上快速泄壓和實(shí)驗(yàn)段冷卻劑倒流而造成的傳熱惡化。包殼溫度的高溫維持了6 s左右,之后再迅速降低并穩(wěn)定。如圖3(c)所示,比較兩條曲線可以發(fā)現(xiàn)在耦合計(jì)算中,同樣也是由于之前討論的功率變化不同,使得耦合計(jì)算得到的燃料棒最高包殼溫度比未耦合的計(jì)算低了15℃左右,但是隨后耦合計(jì)算得到的包殼溫度超過(guò)了未耦合計(jì)算的結(jié)果。而由于回路降壓速率不同,使得在中子耦合的計(jì)算中,ECI系統(tǒng)投入的時(shí)間更早(8.09 s)而安注箱ACC2完成安注的時(shí)間更晚(14.64 s,如圖3(d)所示),這大大增加了高壓安注和應(yīng)急安注的過(guò)渡時(shí)間,更好得保證了非能動(dòng)安全系統(tǒng)與能動(dòng)安全系統(tǒng)的有效銜接。
圖3(e)和圖3(f)分別為燃料組件流量和冷卻劑溫度隨時(shí)間的變化曲線。破口發(fā)生后,燃料組件中的冷卻劑流量迅速降低至0,之后反向增大。在主回路壓力降至23 MPa時(shí),安注箱自動(dòng)投入,但是只有安注箱ACC2中的部分冷卻劑能流經(jīng)燃料組件,冷卻劑從ECI管出來(lái)后分為兩部分,一大部分主要流向燃料棒通道,冷卻壓力管。此外還有一小部分冷卻劑向上流向回?zé)崞鞴苁鳵ECUTUBE,經(jīng)由壓力管出口管MSL-out最終流向破口。在安注箱ACC2排空后,堆芯內(nèi)的流量也開始逐漸變小,經(jīng)過(guò)一段時(shí)間的波動(dòng),ECI流量也絕大部分流經(jīng)壓力管用來(lái)冷卻燃料組件,其流量最后穩(wěn)定在0.1 kg/s左右。燃料組件冷卻劑的溫度從事故一發(fā)生就開始下降并最終穩(wěn)定,從計(jì)算結(jié)果來(lái)看,耦合計(jì)算得到的冷卻劑溫度稍高,兩條曲線基本重合。
此外,為了研究停堆棒引入負(fù)反應(yīng)性和溫度系數(shù)的影響,本文還做了以下敏感性分析:
1.停堆棒引入負(fù)反應(yīng)性的大小
圖4為停堆棒引入負(fù)反應(yīng)性大小的影響,工況1,工況2,工況3的停堆引入負(fù)反應(yīng)性的比值為1∶2∶4,工況1為前述的基準(zhǔn)工況。停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性數(shù)值越大,則燃料棒功率下降得越快,這導(dǎo)致燃料棒包殼溫度的峰值越小。對(duì)于工況1和工況3而言,最高包殼溫度相差了大約25℃。
圖4 停堆棒負(fù)反應(yīng)性的影響Fig.4 Effect of external reactivity caused by shut-down rods(a)燃料棒功率;(b)燃料棒包殼溫度
2.冷卻劑溫度系數(shù)的大小
圖5為冷卻劑溫度系數(shù)大小的影響,工況1,工況2,工況3的冷卻劑溫度系數(shù)的比值分別為1∶2∶4,工況1同樣為前述的基準(zhǔn)工況。在破口發(fā)生后,燃料組件的冷卻劑溫度下降而燃料包殼溫度上升,而這二者的溫度系數(shù)均為負(fù),這使得燃料棒功率在事故初期出現(xiàn)小幅度的波動(dòng),但最終隨著停堆棒的插入后迅速下降。此外,改變?nèi)剂习魷囟认禂?shù)也有類似的結(jié)果,但它們對(duì)燃料棒包殼溫度泄壓速率等的影響都不大。
圖5 冷卻劑溫度系數(shù)的影響Fig.5 Effect of reactivity coefficient for coolant temperature
本文應(yīng)用修改后的ATHLET-SC程序?qū)CWR-FQT回路進(jìn)行建模,對(duì)該回路進(jìn)行了LOCA事故的熱工物理耦合分析,修正了事故后的功率變化。計(jì)算結(jié)果顯示,考慮物理參數(shù),即進(jìn)行中子耦合分析的結(jié)果得到的最高包殼溫度比未進(jìn)行中子耦合的溫度要低15℃,同時(shí)應(yīng)急安注系統(tǒng)投入的時(shí)間將更早而安注箱ACC2停止安注的時(shí)間更晚,這大大增加了非能動(dòng)安全系統(tǒng)和能動(dòng)安全系統(tǒng)的過(guò)渡時(shí)間。停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性是該事故過(guò)程中影響燃料棒最高包殼溫度的一個(gè)主要因素,通過(guò)增大停堆棒的負(fù)反應(yīng)性可以有效降低燃料棒的最高包殼溫度。
致謝
感謝德國(guó)GRS核安全中心提供ATHLET程序。
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Coupled thermal-physics analysis of SCWR-FQT loop
WANG Zi-di,CAO Zhen,LIU Xiao-jing,CHENG Xu
(School of Nuclear Science and Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240,China)
The main purpose of the Sino-Euro corporation project Supercritical Water Reactor Fuel Qualification Test(SCWR-FQT)is to analyze and verify a supercritical water-cooled experiment loop containing a small scale fuel assembly.The modified system code ATHLET-SC was applied to model this loop and perform the coupled thermal-hydraulics and neutron-physics calculation analysis of the loss of coolant accident induced by the coolant inlet pipe break with neutron data.The effects of some important parameters such as external reactivity,reactivity coefficient for fluid temperature are also investigated in this paper.The results indicate that the peaking cladding temperature of the coupled calculation is 15℃lower than the uncoupled calculation.And the external reactivity caused by the shut-down rods is a main factor affecting the peaking cladding temperature during the accident.
SCWR;ATHLET-SC;thermal-physics coupled;LOCA accident;accident analysis
2015-11-06
國(guó)家自然科學(xué)基金(51106097)
汪子迪(1991—)男,江西婺源人,碩士研究生,核能科學(xué)與工程專業(yè)
TL333
A
0258-0918(2016)02-0178-07