反應(yīng)性引入事故下壓水堆燃料包殼熱工與力學(xué)性能耦合分析

文彥 劉茂龍 劉文興

摘? ?要：在反應(yīng)性引入事故（RIA）過程中燃料包殼和冷卻劑之間會(huì)發(fā)生強(qiáng)烈的能量交換。分析和計(jì)算RIA事故過程中燃料包殼的傳熱和力學(xué)特性對(duì)新燃料包殼的開發(fā)和防止包殼在RIA過程中的破損具有重要的意義。本研究開發(fā)了反應(yīng)堆熱工水力和結(jié)構(gòu)力學(xué)耦合分析平臺(tái)，來分析壓水堆燃料包殼在RIA過程中由于包殼和冷卻劑之間的傳熱而引起的熱應(yīng)力。研究發(fā)現(xiàn)隨著堆芯功率的快速增加燃料包殼內(nèi)外壁面的溫差也迅速增加，并在10 ms內(nèi)達(dá)到其最大值，包殼的等效熱應(yīng)力約為50 MPa，對(duì)應(yīng)的應(yīng)變率在0.05～0.1s-1范圍內(nèi)。本研究對(duì)認(rèn)識(shí)RIA過程中燃料包殼的應(yīng)力和破壞機(jī)理有重要的意義，開發(fā)的軟件平臺(tái)可用于事故容錯(cuò)燃料在RIA過程中的性能評(píng)價(jià)。

關(guān)鍵詞：反應(yīng)性引入事故? 應(yīng)力分析? 燃料包殼

中圖分類號(hào)：TL33? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文章編號(hào)：1674-098X（2019）10（a）-0071-03

在反應(yīng)性引入事故（RIA）過程中燃料包殼和冷卻劑之間會(huì)發(fā)生強(qiáng)烈的能量交換。RIA條件下燃料和包殼的熱工特性評(píng)估對(duì)開發(fā)新型燃料包殼和防止鋯合金包殼在事故過程中的破損具有重要意義。

在RIA早期堆芯功率快速增加，堆內(nèi)流動(dòng)迅速從單相強(qiáng)迫對(duì)流換熱發(fā)展到核態(tài)沸騰換熱并可能發(fā)生CHF。目前已有學(xué)者對(duì)于燃料和包殼在RIA事故下的性能開展了實(shí)驗(yàn)研究，但對(duì)RIA過程中包殼表面的瞬態(tài)熱工水力特性的認(rèn)識(shí)還存在很大不確定性。

相對(duì)于熱態(tài)滿功率RIA，熱態(tài)零功率RIA對(duì)燃料和包殼的影響最大[1]。因此本研究以典型的壓水堆為對(duì)象，通過反應(yīng)堆熱工水力和結(jié)構(gòu)耦合分析的方法，研究鋯合金包殼在在熱態(tài)零功率RIA事故過程中的壁溫和力學(xué)性能變化規(guī)律。

1? 模型構(gòu)建

本文分別使用RELAP/SCADP程序和ANSYS程序搭建了反應(yīng)堆堆芯熱工水力和結(jié)構(gòu)耦合分析軟件平臺(tái)對(duì)傳統(tǒng)壓水堆堆芯內(nèi)的熱工水力特性與力學(xué)特性進(jìn)行研究。如圖1所示，軟件平臺(tái)由三個(gè)模塊組成。RELAP/SCADP模塊用于模擬反應(yīng)堆系統(tǒng)RIA過程中的流動(dòng)傳熱特性，計(jì)算出燃料包殼在事故過程中的壓力溫度作為邊界條件。ANSYS模塊用有限元方法對(duì)單個(gè)燃料包殼的溫度和熱應(yīng)力計(jì)算。以上兩個(gè)模塊間的數(shù)據(jù)交換通過自主開發(fā)的數(shù)據(jù)傳遞模塊實(shí)現(xiàn)。

1.1 堆芯模型

本研究以三哩島核電站2號(hào)機(jī)組（TMI-2）反應(yīng)堆為模擬對(duì)象。包括反應(yīng)堆堆芯、壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、安全閥等關(guān)鍵設(shè)備和安全系統(tǒng)。表1為堆芯關(guān)鍵參數(shù)。RIA計(jì)算的總時(shí)長為30s，時(shí)間步長為1ms。

1.2 鋯-4合金包殼模型

ANSYS程序中單個(gè)燃料包殼的長度為3567.00mm，內(nèi)外直徑分別為8.36mm和9.50mm，材料為鋯-4合金。在計(jì)算前對(duì)燃料包殼模型進(jìn)行了網(wǎng)格敏感性分析，以確保計(jì)算結(jié)果不受網(wǎng)格尺寸影響。ANSYS計(jì)算模塊的總時(shí)長為5.0s，時(shí)間步長為1ms。

2? 計(jì)算方法

RIA下燃料包殼的熱應(yīng)力分析計(jì)算流程如圖1所示：（1）在反應(yīng)堆達(dá)到熱態(tài)零功率工況后，使用RIA功率變化曲線模擬RIA事故，獲得事故過程中堆芯冷卻劑溫度、流速、換熱系數(shù)以及包殼表面的溫度分布等熱工水力參數(shù);（2）通過數(shù)據(jù)傳遞模塊將包殼內(nèi)外壁面溫度傳遞給ANSYS分析模塊;（3）使用ANSYS計(jì)算模塊分別求解包殼的溫度場和應(yīng)力場分布。

為確保計(jì)算結(jié)果準(zhǔn)確性，用RELAP/SCDAP模塊的RIA計(jì)算結(jié)果與Liu等人[2]的結(jié)果進(jìn)行了對(duì)比驗(yàn)證，用Liu等人[3]的實(shí)驗(yàn)結(jié)果對(duì)ANSYS模塊進(jìn)行了對(duì)比驗(yàn)證。

3? 結(jié)果分析與討論

3.1 包殼溫度

RIA事故發(fā)生后40ms起，反應(yīng)堆功率在10ms內(nèi)從零功率增加到1213GW，燃料包殼的內(nèi)外壁面溫度也迅速增加。由于內(nèi)壁面溫度增加較快，包殼內(nèi)外壁面的溫差在事故后70ms達(dá)到其最大值（約150K）（見圖2）。在事故發(fā)生500ms后，由于外壁面發(fā)生傳熱惡化，外壁面溫度出現(xiàn)躍升，從而導(dǎo)致包殼內(nèi)外壁面溫差隨之逐漸縮?。ㄒ妶D3）。

3.2 應(yīng)力分布

包殼的熱應(yīng)力主要由其內(nèi)外壁面溫差決定。當(dāng)包殼內(nèi)外壁面的溫差在事故后70ms達(dá)到其最大值時(shí)，溫差導(dǎo)致的等效熱應(yīng)力超過了50MPa（見圖2）。由此可見，在RIA早期包殼的熱應(yīng)力和RIA功率峰值由密切關(guān)聯(lián)。隨著功率峰值的增加，在RIA早期由于包殼內(nèi)外壁面溫差引起的熱應(yīng)力也可能導(dǎo)致包殼破壞。在RIA后期，熱應(yīng)力隨內(nèi)外溫差減小而逐漸變小。

值得注意的是，計(jì)算表明RIA下包殼應(yīng)變率達(dá)到0.05～0.1 s-1，遠(yuǎn)高于鋯-4合金常規(guī)機(jī)械性能測試過程中可能達(dá)到的拉伸/壓縮速率。因此，在分析RIA過程中的包殼安全性時(shí)，須結(jié)合鋯-4合金的加載速率進(jìn)一步分析其機(jī)械性能。

3.3 討論

RIA分為兩個(gè)階段：第一階段，也叫低溫階段，該階段發(fā)展十分迅速，包殼在此階段的受力主要由燃料芯塊熱膨脹變形引起（即芯塊包殼力學(xué)接觸，PCMI）;第二階段，也叫高溫階段，熱量開始通過包殼從燃料芯塊傳導(dǎo)至冷卻劑，包殼溫度同時(shí)受燃料溫度和包殼外壁面?zhèn)鳠釞C(jī)理的影響。本文研究的包殼內(nèi)外壁面溫差導(dǎo)致的熱應(yīng)力即發(fā)生在該階段。此外，包殼和燃料間氣隙內(nèi)的壓力也會(huì)在此階段迅速升高，導(dǎo)致包殼額外的受力。一旦發(fā)生傳熱惡化現(xiàn)象，包殼外表面會(huì)被蒸汽膜覆蓋，包殼溫度也會(huì)迅速升高。

4? 結(jié)語

本研究以典型的壓水堆為對(duì)象，分別使用RELAP/SCADP程序和ANSYS程序開發(fā)了可進(jìn)行反應(yīng)堆熱工水力和結(jié)構(gòu)耦合分析的軟件平臺(tái)，并計(jì)算分析了壓水堆鋯合金包殼在RIA過程中的壁溫特性和力學(xué)特性。主要結(jié)論如下：

（1）RIA發(fā)生后40ms，隨著堆芯功率的快速增加，燃料包殼的內(nèi)外壁面溫度也迅速增加。

（2）由于包殼內(nèi)壁面溫度增加較快，包殼內(nèi)外壁溫差在RIA后70ms達(dá)到最大值，溫差導(dǎo)致的等效熱應(yīng)力達(dá)50MPa，材料應(yīng)變率很高（0.05～0.1s-1）。因此，進(jìn)一步分析包殼在RIA下的機(jī)械性能和安全性時(shí)，須使用包殼相應(yīng)溫度和加載速率下的機(jī)械性能參數(shù)。

（3）本研究開發(fā)的軟件平臺(tái)可拓展用于新開發(fā)的ATF燃料和包殼在熱態(tài)零功率下RIA對(duì)ATF包殼的性能評(píng)估。

參考文獻(xiàn)

[1] OECD NEA， Nuclear Fuel Behaviour under Reactivity-initiated Accident （RIA） Condition： State-of-the-art Report， NEA/OECD， 2010.

[2] M. Liu等， Potential impact of accident tolerant fuel cladding critical heat flux characteristics on the high temperature phase of reactivity initiated accidents， Annals of Nuclear Energy，2017（110）：48-62.

[3] M. Liu等， Experimental and analytical investigation into boiling induced thermal stress： Its impact on the stress state of oxide scales of nuclear components， Nuclear Engineering and Design，2019（34）：66-72.