SCWR-FQT回路的熱工物理耦合分析

汪子迪，曹 臻，劉曉晶，程 旭

（上海交通大學核科學與工程學院，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

（上海交通大學核科學與工程學院，上海200240）

中歐核能合作研究項目超臨界水堆燃料驗證實驗（SCWR-FQT）的主要研究內容為在超臨界水環境下對一個小型燃料組件進行堆內性能分析和驗證。本文應用修過后的系統程序ATHLET-SC對該實驗回路進行建模，同時結合堆芯中子物理的計算結果，對由于壓力管進口管破裂形成的失水事故進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反應性、冷卻劑溫度系數等參數對結果的影響。計算結果表明，進行了中子物理耦合的結果得到的最高包殼溫度比未進行中子耦合的結果要低15℃，同時停堆棒引入的負反應性是該事故過程中影響燃料棒最高包殼溫度的一個主要因素。

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國際論壇（GIF）推薦的6種第四代反應堆中唯一的水冷反應堆［1］，具有系統簡單、熱效率高，很好的經濟和安全性等優點，是國內外研究的熱點堆型［2］。歐盟的8家研究機構和國內9所大學、研究院聯合發起了第七框架研究計劃國際合作項目“超臨界水冷堆燃料性能驗證實驗（Supercritical Water-cooled Reactor Fuel Qualification Test，SCWR-FQT）”［3］，計劃將一個小型的燃料組件置于超臨界水環境的實驗堆中進行分析和驗證。該實驗堆是位于捷克Rez核能研究所的LVR-5實驗堆，這個小型的燃料組件壓力管替換的是其中一個正常的燃料組件。該項目還將為這一超臨界水實驗回路的設計分析和安全許可的申請提供支持［4］。本文應用修改后適用于超臨界水堆的系統分析程序 ATHLET-SC［5］對SCWR-FQT回路進行建模，并基于更新后的安全信號，結合燃料組件的中子物理參數，對該回路壓力管進口管破裂形成的失水事故進行了熱工物理耦合分析。

1 SCWR-FQT實驗回路簡介和安全信號

圖1所示為SCWR-FQT回路的示意圖?；芈返南到y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包括非能動和能動的安注系統，非能動的安注系統為高壓安注ACC1、ACC2，當回路壓力低于23 MPa時，該系統會自動向回路注入冷卻劑；能動的安注系統包括低壓安注系統LPCI和應急安注系統ECI?；芈分懈髦饕獦嫾驮O備功能介紹參見文獻［6］。表1，表2所示分別為更新后的安全信號和信號觸發、延遲假設時間。

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回路安全系統的觸發信號及相應動作Table 1 Safety signals and corresponding actions of the safety system of the SCWR-FQT loop

表2 安全系統的信號延遲及其觸發設備動作時間假設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取壓力管進口管道MSL-in、壓力管出口管道MSL-out和應急安注管道ECI三處壓力中的最小值，回路低流量信號為主冷卻劑泵的低轉速。當低壓力或低流量信號觸發后，低壓安注系統LPCI投入運行；此外燃料組件出口處的冷卻劑的高溫信號或整個實驗段進口與應急安注管的壓差信號會觸發應急安注系統ECI。當主回路中的壓力超過30 MPa時，高壓力信號觸發，安全釋放閥自動開啟，當主回路壓力降低至30 MPa后，重置信號被觸發，安全釋放閥關閉。

反應堆停堆信號被上述主回路冷卻劑低壓力，低流量信號、實驗段出口冷卻劑超溫信號以及實驗段進口與應急安注管出口壓差信號觸發，停堆信號的延遲時間為0．06 s。停堆信號被觸發后，停堆棒在1．0 s內下落。停堆信號觸發后延遲1．0 s，主冷卻劑泵停止運行。同時假設主泵的惰轉時間為2．0 s。同樣，停堆信號觸發后，低壓安注和應急安注信號經過1．0 s的延遲被觸發。低壓安注泵和應急安注泵的啟動時間為2．0 s，但是由于這兩種安注泵的工作壓力均為12．0 MPa，低壓安注和應急安注實際上都是在主回路安注點處的壓力降低至12．0 MPa以后才開始。自動卸壓信號由安注信號觸發，均不存在延遲，但所有閥門（包括ADS1，ADS2和 ADS3）的動作時間都假設為0．5 s。

2 物理參數

圖2為SCWR-FQT燃料組件的示意圖。燃料棒長度為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。燃料棒的直徑為8 mm，柵距為9．44 mm，燃料棒高度為600 mm。中子每代的時間Λ＝2．07×10－05s，表3為燃料組件6群緩發中子的參數，其中包括每組緩發 中子的衰變常數λi和份額βi。

圖2 燃料棒組件示意圖Fig．2 Sketch of the fuel assembly

表3 六群緩發中子參數Table 3 Kinetic parameters common

堆芯的物理計算由清華大學工程物理系核能科學與工程管理研究所反應堆工程計算分析實驗室（REAL團隊）基于其自主研發的、用于反應堆堆芯計算分析的三維輸運蒙特卡羅程序：反應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，在計算中是假設燃料富集度均勻分布的，得到以下結果：

1．FQT中4個冷卻劑通道中的冷卻劑從外到內溫度 （K）分別為 614．5 K，620．5 K，640．5 K，650．5 K 時，Keff＝ 1．008 345 ±0．000 176；冷卻劑通道中的冷卻劑從外到內溫度 （K）分 別 為 914．5 K，920．5 K，940．5 K，950．5 K時，Keff＝1．007 533±0．000 175。

2．FQT 中燃料棒的溫度（K）為950．0 K時，Keff＝1．008 311±0．000 189；溫 度 （K）為1 250．0 K時，Keff＝1．008 059±0．000 190。

3． 三個停堆棒拔出時：Keff＝1．003 625±0．000 176；三個停堆棒完全插入時：Keff＝0．963 862±0．000 186。

由以上數據可以得到，堆芯冷卻劑溫度反應性系數為－2．710×10－061／K，燃料棒溫度反應性系數為－5．513×10－05K－0．5，同時根據假設停堆棒在停堆1．0 s后完全插入，引入的負反應性為4．110×10－02。

3 計算結果

如圖1所示，破口位于壓力管進口管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列出了事故發生后未進行中子耦合和進行了中子耦合的事故序列，圖3為回路主要參數隨時間的變化對比圖。

表4 MSL-in管發生LOCA大破口事故的時間序列Table 4 Time sequence in large break LOCA in pipe MSL-in

以未進行中子耦合計算所得到的事故序列為例，2．0 s時破口發生，回路中冷卻劑流向破口，壓力管內冷卻劑的流動方向發生了逆轉，流向位于壓力管上游的破口，這個過程還伴隨著回路壓力的迅速降低。當壓力降到23．0 MPa時，安注箱自動投入使用，ACC1提供的冷卻劑將直接流向破口，無法冷卻燃料棒，而ACC2提供的冷卻劑經由燃料組件上部流經整個壓力管，能有效冷卻燃料棒。2．08 s時，系統低壓信號（22．5 MPa）被觸發，經過0．06 s的延遲，反應堆開始停堆。這之后，即3．09 s時，壓力管進口管壓力降低至應急安注管出口壓力3．0 MPa以下，壓差信號被觸發。低壓信號被觸發后的1 s后，即3．08 s，應急安注信號被觸發，主泵開始惰轉，應急安注ECI泵開始啟動，自動卸壓閥ADS2配合打開。9．06 s時，主回路壓力降低至12 MPa，此時應急安注ECI開始向主回路注入冷卻劑，冷卻劑沿著應急安注管，經由堆芯上部流經整個壓力管。安注箱ACC1和ACC2分別在11．57 s和14．80 s排空。

圖3 LOCA事故中主要參數隨時間的變化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）安注系統流量；（e）燃料組件流量；（f）燃料組件冷卻劑溫度

相比未進行中子耦合的事故序列，進行了中子耦合得到的事故序列是一致的，只是事件發生的時刻卻不盡相同。如圖3（a）所示，隨著反應堆的停堆，燃料組件的功率迅速下降，未進行耦合的計算是假定燃料棒功率在停堆棒插入后0．1 s內線性下降至4．5 k W的衰變功率，其后緩慢降低。而對于進行了中子耦合的計算而言，由于此時燃料棒溫度上升，而溫度反應性為負導致其功率下降得速率更快，而后隨著停堆棒的插入完成，同樣由于溫度的負反應系數，耦合計算的功率維持在比未進行耦合計算的功率更高的水平。圖3（b）所示為燃料組件內的壓力變化，對于中子耦合計算而言，在LOCA事故發生的前期，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，這就導致事故的后期回路壓力下降的速率更慢。對于燃料棒包殼溫度而言，事故發生后燃料棒包殼溫度急劇升高，這是由于在事故初期，停堆還未完成而導致熱流密度很高，再加上快速泄壓和實驗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定。如圖3（c）所示，比較兩條曲線可以發現在耦合計算中，同樣也是由于之前討論的功率變化不同，使得耦合計算得到的燃料棒最高包殼溫度比未耦合的計算低了15℃左右，但是隨后耦合計算得到的包殼溫度超過了未耦合計算的結果。而由于回路降壓速率不同，使得在中子耦合的計算中，ECI系統投入的時間更早（8．09 s）而安注箱ACC2完成安注的時間更晚（14．64 s，如圖3（d）所示），這大大增加了高壓安注和應急安注的過渡時間，更好得保證了非能動安全系統與能動安全系統的有效銜接。

圖3（e）和圖3（f）分別為燃料組件流量和冷卻劑溫度隨時間的變化曲線。破口發生后，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，安注箱自動投入，但是只有安注箱ACC2中的部分冷卻劑能流經燃料組件，冷卻劑從ECI管出來后分為兩部分，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熱器管束RECUTUBE，經由壓力管出口管MSL-out最終流向破口。在安注箱ACC2排空后，堆芯內的流量也開始逐漸變小，經過一段時間的波動，ECI流量也絕大部分流經壓力管用來冷卻燃料組件，其流量最后穩定在0．1 kg／s左右。燃料組件冷卻劑的溫度從事故一發生就開始下降并最終穩定，從計算結果來看，耦合計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反應性和溫度系數的影響，本文還做了以下敏感性分析：

1．停堆棒引入負反應性的大小

圖4為停堆棒引入負反應性大小的影響，工況1，工況2，工況3的停堆引入負反應性的比值為1∶2∶4，工況1為前述的基準工況。停堆棒引入的負反應性數值越大，則燃料棒功率下降得越快，這導致燃料棒包殼溫度的峰值越小。對于工況1和工況3而言，最高包殼溫度相差了大約25℃。

圖4 停堆棒負反應性的影響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．冷卻劑溫度系數的大小

圖5為冷卻劑溫度系數大小的影響，工況1，工況2，工況3的冷卻劑溫度系數的比值分別為1∶2∶4，工況1同樣為前述的基準工況。在破口發生后，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均為負，這使得燃料棒功率在事故初期出現小幅度的波動，但最終隨著停堆棒的插入后迅速下降。此外，改變燃料棒溫度系數也有類似的結果，但它們對燃料棒包殼溫度泄壓速率等的影響都不大。

圖5 冷卻劑溫度系數的影響Fig．5 Effect of reactivity coefficient for coolant temperature

4 結論

本文應用修改后的ATHLET-SC程序對SCWR-FQT回路進行建模，對該回路進行了LOCA事故的熱工物理耦合分析，修正了事故后的功率變化。計算結果顯示，考慮物理參數，即進行中子耦合分析的結果得到的最高包殼溫度比未進行中子耦合的溫度要低15℃，同時應急安注系統投入的時間將更早而安注箱ACC2停止安注的時間更晚，這大大增加了非能動安全系統和能動安全系統的過渡時間。停堆棒引入的負反應性是該事故過程中影響燃料棒最高包殼溫度的一個主要因素，通過增大停堆棒的負反應性可以有效降低燃料棒的最高包殼溫度。

致謝

感謝德國GRS核安全中心提供ATHLET程序。

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［4］ Raqué M，Vojecek A，Hajek P，et al． Design and 1D analysis of the safety systems for the SCWR fuel qualification test［C］／／Proceedings of the 9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics，Operation and Safety，Kaohsiung，Taiwan．2012．

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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

國家自然科學基金（51106097）

汪子迪（1991—）男，江西婺源人，碩士研究生，核能科學與工程專業

TL333

A

0258-0918（2016）02-0178-07