刁均輝,季松濤,韓智杰(中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所,北京 102413)
壓水堆環(huán)形燃料結(jié)構(gòu)熱工水力分析方法研究
刁均輝,季松濤,韓智杰
(中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所,北京 102413)
摘要:以秦山二期壓水堆為參考堆型,對壓水堆環(huán)形燃料結(jié)構(gòu)進(jìn)行熱工水力分析方法研究。應(yīng)用SAAF程序分析了從11×11到15×15等5種不同排列方式中不同尺寸的環(huán)形燃料棒的熱工水力性能,綜合最小偏離泡核沸騰比、壓降和燃料芯塊溫度等參數(shù)確定了環(huán)形燃料組件最佳排列方式為13×13。本文研究結(jié)果為相關(guān)專業(yè)分析提供了初始計(jì)算模型。
關(guān)鍵詞:壓水堆;環(huán)形燃料;熱工水力;最佳排列方式
作為一種革新型燃料元件,環(huán)形燃料可使反應(yīng)堆在堆芯體積不變的情況下大幅提高功率密度,提高核電經(jīng)濟(jì)性。環(huán)形燃料的應(yīng)用可大幅降低燃料芯塊溫度,從而顯著提升核電安全性,所以環(huán)形燃料受到國際上的普遍重視。
環(huán)形燃料設(shè)計(jì)首先需明確熱工水力分析的方法思路,并確定壓水堆用環(huán)形燃料組件的結(jié)構(gòu)及尺寸,為后續(xù)研究工作提供初始模型。本文采用自主開發(fā)的環(huán)形燃料熱工水力性能分析程序SAAF[1],以秦山二期壓水堆為參考堆型,對環(huán)形燃料熱工水力分析方法進(jìn)行研究。
以秦山二期壓水堆為參考堆型,該壓水堆主要熱工設(shè)計(jì)參數(shù)列于表1[2]。
為將新型環(huán)形燃料組件應(yīng)用于參考壓水堆上,需使環(huán)形燃料組件的外形尺寸等于現(xiàn)有17×17實(shí)心燃料組件的尺寸。因此,在環(huán)形燃料組件總尺寸確定的情況下,進(jìn)一步確定環(huán)形燃料排列方式及環(huán)形燃料棒的尺寸。分別分析了按照11×11到15×15范圍內(nèi)的排列方式。
表1 參考壓水堆設(shè)計(jì)參數(shù)Table 1 Design parameter of referenced PWR
在確定每種排列方式的燃料棒尺寸時(shí),采取如下限定條件[3-4]。
1)外包殼厚度要滿足包殼自立的要求。包殼自立即彈性穩(wěn)定,則選取的包殼壁厚必須使包殼實(shí)際承受的壓力低于臨界倒塌壓力。
2)內(nèi)包殼厚度取0.57mm。目前AFA-3G核燃料已具有成熟的設(shè)計(jì)使用經(jīng)驗(yàn),所以取內(nèi)包殼的厚度與參考壓水堆中所采用的實(shí)心燃料棒包殼厚度相同。
3)內(nèi)外包殼與芯塊間的氣體間隙寬度與參考壓水堆所采用實(shí)心燃料棒氣隙寬度相同,為0.085mm。
4)環(huán)形燃料的體積至少占17×17燃料組件中芯塊體積的90%以上。環(huán)形燃料引入了內(nèi)部包殼,會占用堆芯的一部分體積,導(dǎo)致環(huán)形堆芯中冷卻劑的體積和燃料體積較參考壓水堆堆芯的小。通過限制環(huán)形燃料中芯塊的最小體積,確保堆芯的水鈾比與參考壓水堆相同。
5)環(huán)形燃料棒之間的間隙取1mm作為限值。實(shí)心燃料組件燃料棒之間的間隙為3mm,環(huán)形燃料棒間的間隙要小,但從制造、振動及壓降上考慮是可行的。尺寸大的燃料棒的剛性大,抗振動能力較細(xì)實(shí)心燃料棒要強(qiáng)得多。
6)不同排列方式控制棒導(dǎo)向管數(shù)量不同。
按照以上6個(gè)限定條件編制尺寸迭代程序,初步確定了按照11×11到15×15排列的環(huán)形燃料棒的22種尺寸組合(表2)。表2中:D為直徑;T為厚度;下標(biāo)c和f分別表示包殼和燃料,下標(biāo)i和o分別表示內(nèi)包殼和外包殼,下標(biāo)ii表示內(nèi)包殼的內(nèi)徑。
采用SAAF程序進(jìn)行單棒熱工水力性能分析,計(jì)算時(shí)根據(jù)以下原則確定燃料棒的功率、冷卻劑流量、間隙熱導(dǎo)、定位格架形阻系數(shù)等熱工參數(shù)[3,5]。
1)堆芯中熱棒的功率峰值因子與參考電廠相同(總因子為2.4);
2)軸向功率分布假定為余弦分布,余弦峰值因子為1.55;
3)每根燃料棒的質(zhì)量流量等于組成環(huán)形燃料堆芯的燃料棒的平均值;
4)燃料棒每一邊的間隙熱導(dǎo)率認(rèn)為是對稱相等的,均取為6kW/(m2·K);
5)定位格架形阻系數(shù)參照麻省理工大學(xué)(MIT)的研究成果進(jìn)行取值,其中11×11到13×13排列的定為0.6,14×14排列的定為0.7,15×15排列的定為1.0。
單棒計(jì)算模型如圖1所示。由圖1可看出,環(huán)形燃料具有內(nèi)、外兩個(gè)冷卻劑通道,因此環(huán)形燃料元件在熱工水力分析時(shí)存在內(nèi)外通道冷卻劑的流量分配及熱量分配問題,流量分配限定條件是內(nèi)、外通道的壓降相等,熱量分配的限定條件是根據(jù)環(huán)形燃料棒內(nèi)、外環(huán)傳熱計(jì)算確定的芯塊中心溫度相等。
表2 各種排列方式中環(huán)形燃料棒的尺寸Table 2 Dimension of different arrays for annular fuel pin
圖1 單棒計(jì)算模型Fig.1 Calculation model of single pin
對于相同的排列方式,由于定位格架形阻系數(shù)相同及冷卻劑流速差別不大等因素導(dǎo)致不同尺寸的燃料棒產(chǎn)生的壓降及芯塊中心溫度相差較小。因此相同排列方式、不同尺寸的環(huán)形燃料棒的篩選是通過最小偏離泡核沸騰比(MDNBR)分析判斷的。
不同排列方式的環(huán)形燃料元件的壓降及芯塊溫度相差較大,因此得到每一種排列方式MDNBR最優(yōu)的燃料棒后,再從壓降及芯塊溫度的角度進(jìn)行比較,從而得出綜合熱工水力性能最優(yōu)的環(huán)形燃料元件結(jié)構(gòu)尺寸。
2.1 從MDNBR角度分析
1)內(nèi)、外間隙熱導(dǎo)率相同
針對表2中不同尺寸組合的環(huán)形燃料棒進(jìn)行MDNBR計(jì)算,并將相同排列方式的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行比較,如圖2所示。
圖2 不同排列方式下的MDNBR Fig.2 MDNBR of different arrays
由圖2可看出,對于每一種排列方式,隨著內(nèi)包殼直徑增大,內(nèi)通道的MDNBR逐漸增加。因此可斷定內(nèi)通道流通面積增加后,將有更多的冷卻劑流過內(nèi)通道,雖然進(jìn)入內(nèi)通道的熱量也隨之增加,但流量對MDNBR的影響起主要作用。但對于外通道,流量和熱量對MDNBR的影響隨著排列方式的不同而變化。對于11×11方式排列,其外通道冷卻劑流量減少對MDNBR起主要作用,因此MDNBR隨外通道流通面積的減少而降低。對于其余4種排列方式,進(jìn)入外通道的熱量對MDNBR的影響起主要作用,故MDNBR隨外通道流量面積的減少而增加。
將每一種排列方式MDNBR最大的尺寸組合進(jìn)行比較,可確定環(huán)形燃料的排列方式及最佳尺寸。不同排列方式下MDNBR的比較如圖3所示。從圖3可看出,13×13方式排列的內(nèi)包殼的MDNBR最大。
2)內(nèi)、外間隙熱導(dǎo)率不同
在反應(yīng)堆實(shí)際運(yùn)行過程中,燃料芯塊存在膨脹、開裂、腫脹和重定位等輻照行為,使得內(nèi)、外間隙熱導(dǎo)率不相同。環(huán)形燃料芯塊在熱膨脹過程中有可能使芯塊和外包殼發(fā)生接觸,從而導(dǎo)致外部間隙熱導(dǎo)率增加。間隙熱導(dǎo)率的變化不僅影響燃料的溫度,且通過影響熱流密度來影響通道MDNBR。
圖3 不同排列方式環(huán)形燃料棒的MDNBRFig.3 MDNBR of annular fuel pin for different arrays
以13×13方式排列的MDNBR最大的燃料棒為計(jì)算模型,分析了不同工況下內(nèi)、外冷卻劑通道的偏離泡核沸騰比(DNBR),結(jié)果如圖4所示。
由圖4可明顯看出,當(dāng)內(nèi)、外間隙熱導(dǎo)率不相等時(shí),DNBR的變化較大。當(dāng)外間隙熱導(dǎo)率增加時(shí),外通道的MDNBR逐漸降低,而內(nèi)間隙熱導(dǎo)率減少導(dǎo)致內(nèi)通道的MDNBR卻逐漸增加。DNBR隨間隙熱導(dǎo)率的這種變化趨勢同樣適用于其他4種排列方式。因?yàn)閷?shí)際運(yùn)行過程中不同排列方式芯塊的變化趨勢相同,外間隙熱導(dǎo)率增加必然增加了進(jìn)入外通道冷卻劑的熱量,熱量的增加將使外通道DNBR降低。對內(nèi)通道而言,間隙熱導(dǎo)率減小導(dǎo)致熱量減少,DNBR增加。因此要求環(huán)形燃料外通道應(yīng)具有較大的DNBR裕量。
圖4 間隙熱導(dǎo)率的敏感性分析Fig.4 Sensitivity analysis of gap conductance
結(jié)合內(nèi)、外間隙熱導(dǎo)率相同和不同兩種情況下的MDNBR分析,由圖3可看出,對于13×13排列的環(huán)形燃料棒,其內(nèi)通道MDNBR最大,外通道的MDNBR留有較大裕量,因此為最佳排列方式。
2.2 從壓降及芯塊溫度角度分析
通過圖2可確定每一種排列方式MDNBR最大的環(huán)形燃料棒的尺寸,以這些最佳燃料棒為計(jì)算模型進(jìn)行環(huán)形燃料之間及環(huán)形燃料與實(shí)心燃料之間的壓降和芯塊溫度比較,從而確定環(huán)形燃料的最佳結(jié)構(gòu)尺寸。
圖5 不同排列方式對應(yīng)的堆芯壓降Fig.5 Core pressure drop for different arrays
1)壓降比較
100%功率條件下壓降隨組件排列方式的變化如圖5所示。由圖5可看出,冷卻劑流過燃料棒產(chǎn)生的壓降隨燃料組件中燃料棒數(shù)目的增加而增加。12×12、13×13排列的燃料組件的壓降較接近于參考的17×17壓水堆燃料組件,因此組件按12×12、13×13排列是較合適的選擇。
2)芯塊溫度比較
燃料芯塊溫度是影響核燃料性能的重要參數(shù),對瞬態(tài)工況下燃料的安全裕量及輻照過程中裂變氣體釋放量等均有影響。
100%功率條件下熱點(diǎn)處燃料棒的徑向溫度分布隨排列方式的變化如圖6所示。圖6中,q′為平均線功率。由圖6可看出:11×11、12×12排列的燃料芯塊峰值溫度增加較多,這是因?yàn)檫@兩種排列方式的環(huán)形燃料芯塊厚度較厚,導(dǎo)致燃料棒徑向溫度梯度較大;而按13× 13、14×14、15×15排列的峰值溫度較為接近,且燃料溫度較低,安全性較好。
圖6 不同排列方式下芯塊的徑向溫度分布Fig.6 Radial fuel temperature distributions for different arrays
以13×13環(huán)形燃料棒為模型,分別計(jì)算了100%功率及150%功率水平下熱點(diǎn)處燃料棒的徑向溫度分布,如圖7所示。參考壓水堆的熱點(diǎn)峰值溫度為2 000℃左右[4],與圖7比較可知,100%功率下熱點(diǎn)的最高溫度較參考壓水堆的相應(yīng)溫度低1 300℃。即使在150%功率下,其熱點(diǎn)最高溫度較參考壓水堆的仍低1 100℃。
從芯塊溫度的角度考慮,環(huán)形組件適于按13×13、14×14和15×15排列。
綜合以上分析結(jié)果可看出,按13×13方式排列的環(huán)形燃料組件燃料棒的MDNBR最大,有較大的DNBR裕量,且壓降相對較小、燃料棒的峰值溫度也較低,因此可確定熱工水力性能最優(yōu)的排列方式為13×13,最佳尺寸為序號4。
圖7 不同功率水平下環(huán)形燃料棒的熱點(diǎn)處徑向溫度分布Fig.7 Radial temperature distributions of annular fuel rod hot spot for different powers
以壓水堆平均參數(shù)為輸入,確定壓水堆環(huán)形燃料組件最合適的排列方式為13×13。本次熱工水力分析確定的最佳參數(shù)只是為后續(xù)物理、安全分析、燃料性能及機(jī)械力學(xué)設(shè)計(jì)等提供初始分析模型,最終環(huán)形燃料結(jié)構(gòu)尺寸需各專業(yè)緊密配合,多次互相反饋才能確定。
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Methodology Study of Thermal-h(huán)ydraulic Analysis for PWR Annular Fuel Assembly Array
DIAO Jun-h(huán)ui,JI Song-tao,HAN Zhi-jie
(China Institute of Atomic Energy,P.O.Box275-64,Beijing102413,China)
Abstract:A typical Qinshan Phase-ⅡPWR plant was selected as the base case for methodology study of thermal-h(huán)ydraulic analysis for the best array of annular fuel assembly applied in the PWR core.A range of arrays from 11×11to 15×15for different sizes was investigated by using a sub-channel analyzer named SAAF.On the consideration of minimum departure from nucleate boiling ratios,pressure drops and fuel temperatures,the most promising option was found to be the 13×13array of annular fuel assembly.The calculation results in this paper provide initial calculation model for correlative analysis.
Key words:PWR;annular fuel;thermal-h(huán)ydraulics;the best array
作者簡介:刁均輝(1979—),男,山東海陽人,副研究員,博士,核能科學(xué)與工程專業(yè)
收稿日期:2014-03-12;修回日期:2015-02-10
doi:10.7538/yzk.2015.49.08.1374
文章編號:1000-6931(2015)08-1374-06
文獻(xiàn)標(biāo)志碼:A
中圖分類號:TL334