周藍宇　程品晶　李永琦　劉亮

摘 要：以中國超臨界水堆（CSR1000）為研究對象，通過程序計算的方法研究了給水流量擾動對反應堆堆芯水流量的影響。研究結(jié)果表明，給水流量5%階躍下降后，第一、二流程冷卻劑流量均有下降，反應堆功率下降；給水流量下降會帶來多普勒反饋變化，這種變化會引入負反應性。在多普勒反饋中，壽期初變化比壽期末變化小。

關(guān)鍵詞：CSR1000；給水擾動；堆芯水流量；多普勒反饋

中圖分類號：TL353 文獻標志碼：A 文章編號：2095-2945（2018）17-0029-03

Abstract： Taking China supercritical water reactor （CSR1000） as the research object， the effect of the disturbance of feed water flow on reactor core water flow is studied by the method of program calculation. The results show that the coolant flow of the first and second processes decreases and the reactor power decreases after the 5% step drop of feed water flow， and the decrease of feed water flow will bring about Doppler feedback change， which will lead to negative reactivity. In Doppler feedback， the change of the beginning of life is smaller than that of the end of life.

Keywords： CSR1000； feed water disturbance； core water flow； Doppler feedback

超臨界水[1]具有良好的熱物性，得到了廣泛的應用。超臨界水堆（SCWR）被認為是目前最具有前途的第四代反應堆堆型之一。同時其技術(shù)更好的繼承與延伸性[2]與沸水堆結(jié)構(gòu)的相似。目前，中國核動力研究設計院提出了新的概念設計[3]是關(guān)于中國超臨界水冷堆CSR1000，其堆芯設計及系統(tǒng)研究是國內(nèi)外研究的熱點。它是具有中國自主知識產(chǎn)權(quán)的第四代先進核能系統(tǒng)。與普通SCWR堆芯設計不同的是，CSR1000的燃料組件包括四個小的子燃料組件，在組件中央安置十字型控制棒。同時堆芯的冷卻劑流程采用由內(nèi)至外的流動方式，這樣可以使堆芯的徑向功率更加均勻。但是在堆芯的控制系統(tǒng)設計中，需要考慮到堆芯在擾動條件下的動態(tài)特性。給水擾動是堆芯擾動中非常常見的一種擾動情形。給水擾動包括給水流量擾動和給水溫度擾動，不同的擾動類型會給堆芯功率帶來不同程度的反饋，這將會使得堆芯內(nèi)的動態(tài)特性變得復雜。這里我們僅對水流量擾動進行研究。

1 研究對象

1.1 超臨界水堆堆芯系統(tǒng)

CSR1000燃料組件在反應堆壓力容器內(nèi)均勻分布。燃料組件共157個，燃料組件截面[4]如圖1所示。燃料組件按照中子能譜的不同分為第一流程組件和第二流程組件。

CSR1000的燃料組件設計[4]采用自主設計的具有十字形控制棒，同時，其在流程設計上采用“先內(nèi)后外”的流動方式[4-5]，即主給水先流過堆芯內(nèi)部的一流程組件，后流過堆芯外圍的二流程組件。

1.2 超臨界水堆堆芯參數(shù)

CSR1000的堆芯由輕水冷卻和慢化。具體參數(shù)如表1所示。

2 計算模型

2.3 反應性反饋

由于CSR1000與日本Super LWR類似，都是水冷型熱譜堆。由于超臨界壓力下，水沒有相變，同時溫度和密度的相互關(guān)系是非線性的。使用慢化劑溫度系數(shù)和空泡反應系數(shù)是不適用于CSR1000的。與此同時，冷卻劑密度和燃料溫度決定了反應性反饋。選取多普勒反饋作為反應性研究內(nèi)容。由于空間因素的存在，選取了平均燃料芯塊溫度作為計算參數(shù)。多普勒反饋函數(shù)[6]如圖2所示。

多普勒反饋從圖2看到，多普勒反饋系數(shù)是平均燃料芯塊溫度的函數(shù)，這也是由三維堆芯物理設計給出。隨著燃料芯塊溫度的增加，多普勒反饋系數(shù)逐漸增加。

3 計算結(jié)果及分析

3.1 第一流程給水流量擾動對流量分配的影響

CSR1000的流道系統(tǒng)屬于一次通過式冷卻系統(tǒng)，給水流量的變化將直接導致堆芯流量的變化。堆芯內(nèi)兩個流程的流量分配直接影響到冷卻劑對燃料棒的冷卻效果。因此有必要分析流量在堆芯內(nèi)的分配。設定給水流量階躍下降至95%，同時保持控制棒位置和汽輪機閥門開度不變。第一流程分配結(jié)果如圖3所示。

由圖3可知，給水流量的降低導致第二流程冷卻劑流量的降低。但是第一流程冷卻劑流量和第二流程冷卻劑流量下降比率不同，第一流程冷卻劑流量下降均較小。同時燃料在壽期初和壽期末的不同特性也會對不同流程的流量分配有影響。第一、二流程壽期末的穩(wěn)定流量比壽期初的穩(wěn)定流量高。由于是一次通過式冷卻循環(huán)，給水流量的降低將會直接導致第一流程冷卻劑流量的降低。

3.2 第二流程給水流量擾動對流量分配的影響

設定給水流量階躍下降至95%，同時保持控制棒位置和汽輪機閥門開度不變。第二流量分配結(jié)果如圖4所示。

由圖4可知，給水流量的降低導致第二流程冷卻劑流量的降低。但是第一流程冷卻劑流量和第二流程冷卻劑流量下降比率不同，第一流程冷卻劑流量下降均較小。同時燃料在壽期初和壽期末的不同特性也會對不同流程的流量分配有影響。第一、二流程壽期末的穩(wěn)定流量比壽期初的穩(wěn)定流量高。

3.3 對堆芯反應堆功率變化的影響

由于在給水流量階躍下降至95%之后，堆芯內(nèi)一、二流程的冷卻劑分配不利于堆芯安全，因此堆芯內(nèi)關(guān)鍵參數(shù)的反應顯得尤為重要。計算結(jié)果如圖5所示。

如圖5所示，反應堆功率變化，壽期初的功率在20秒達到穩(wěn)定，壽期末的功率出現(xiàn)大幅下降之后逐漸回升，在15秒達到穩(wěn)定。壽期初的穩(wěn)定功率比壽期末的穩(wěn)定功率高。CSR1000冷卻劑流量減少的情況下，具有良好的負反應性。

3.4 對多普勒反饋的影響

為了描述平均水密度和燃料芯塊溫度對反應性反饋的影響。多普勒反饋的歸一化計算結(jié)果如圖6所示。

由圖6可知，在流量階躍下降至95%之后，由于反應堆功率下降，多普勒反饋比例增大。多普勒反饋導致的負反應性，多普勒反饋比例在壽期初比壽期末小，從而功率下降反饋逐漸增大。

4 結(jié)束語

針對CSR1000反應堆的給水擾動，通過SCAC-CSR1000程序，對堆芯流量進行計算和特性分析。

（1）給水流量5%階躍下降后，第一流程冷卻劑流量有一定幅度的下降，第一流程MCST上升，反應堆功率下降。CSR1000在冷卻劑流量減少的情況下，具有負反應性。

（2）給水流量5%階躍下降后，第二流程冷卻劑流量有一定幅度的下降，第二流程MCST上升，反應堆功率下降。CSR1000在冷卻劑流量減少的情況下，具有負反應性。

（3）多普勒反饋中，壽期初變化比壽期末變化小。

參考文獻：

[1]張航，呂友軍.超臨界水循環(huán)流化床兩相流動特性的數(shù)值研究[J].工程熱物理學報，2018，39（1）：127-132.

[2]程旭，劉曉晶.超臨界水冷堆國內(nèi)外研究現(xiàn)狀與趨勢[J].原子能科學技術(shù)，2008，42（2）：167-172.

[3]李翔，李慶，夏榜樣，等.中國超臨界水冷堆CSR1000總體設計研究[J].核動力工程，2013，34（1）：6-8.

[4]Wu P，Gou J，Shan J，et al.Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system[J].Annals of Nuclear Energy，2014，65：390-401.

[5]Shahzad M A， Zhou T， Liu L， et al. Parametric study of CSR1000 thermal hydraulic stability[J]. Progress in Nuclear Energy， 2018， 103：106-113.

[6]Oka Y.， Koshizuka S.， Ishiwatari Y.， et al.Super light water reactors and super fast reactors[M]. New York： Springer， 2010.