HTR-10一回路流量變化試驗的模擬

陳福冰，董玉杰，張作義，鄭艷華，石 磊，李 富

(清華大學核能與新能源技術研究院，先進核能技術協同創新中心，先進反應堆工程與安全教育部重點實驗室，北京100084)

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HTR-10一回路流量變化試驗的模擬

陳福冰，董玉杰，張作義，鄭艷華，石 磊，李 富

(清華大學核能與新能源技術研究院，先進核能技術協同創新中心，先進反應堆工程與安全教育部重點實驗室，北京100084)

10 MW高溫氣冷實驗堆(HTR-10)是我國第一座高溫氣冷堆。一回路流量變化試驗是HTR-10的三個動態特性試驗之一，該試驗不僅證明了反應堆的功率自調節性能，也為系統分析程序的驗證提供了實測數據?；趯嶋H的試驗工況，利用THERMIX程序對一回路流量變化試驗進行了模擬，分析了反應堆主要參數的變化。關于反應堆功率，計算結果與試驗結果符合得很好，證明程序能夠滿意地再現HTR-10在該試驗中的動態特性。試驗過程中，燃料元件中心最高溫度始終低于1230 ℃的溫度限值。

10 MW高溫氣冷實驗堆；一回路流量變化試驗；THERMIX；程序驗證

10 MW高溫氣冷實驗堆(HTR-10)是我國第一座高溫氣冷堆，由清華大學核能與新能源技術研究院設計、建造和運行。HTR-10于2000年4月進入調試階段，并在2003年1月實現滿功率運行。

在HTR-10 的初期調試和后續運行過程中，主要采用三種控制手段來進行功率調節： 1) 調節控制棒棒位以改變反應性；2) 調節主氦風機轉速以改變一回路氦氣流量；3) 調節主給水泵轉速或給水閥開度以改變二回路給水流量。為驗證和確認以上調節和控制手段的可行性和有效性，在HTR-10上完成了三個動態特性試驗，分別通過改變反應性、改變一回路氦氣流量和改變二回路給水流量來實現[1]。通過上述試驗，記錄了HTR-10的瞬態響應特性，證明了反應堆的功率自調節性能。同時，試驗也為系統分析程序的驗證提供了實測數據。利用球床式高溫氣冷堆熱工計算和事故分析程序THERMIX，對HTR-10一回路流量變化試驗進行了模擬，分析了反應堆主要參數的變化，從機理上加深了對試驗過程的理解。通過分析結果與試驗結果的對比，程序對HTR-10一回路流量變化動態特性的模擬能力得到了證明。對于反應堆功率，計算結果與試驗結果符合得很好。

1 試驗簡介

作為一座球床模塊式高溫氣冷堆，HTR-10使用包覆顆粒燃料構成的全陶瓷型球形燃料元件，以氦氣為冷卻劑、石墨為慢化劑[2]。HTR-10的一回路系統采用肩并肩的布置方式，主要包括反應堆、蒸汽發生器、主氦風機和熱氣導管，如圖1所示。

圖1 HTR-10的一回路系統Fig.1 Primary system of HTR-10

HTR-10的主氦風機是一臺立式循環風機，安裝在蒸汽發生器的上部。風機的殼體與蒸汽發生器的殼體用法蘭連接，同時風機的進氣管與蒸汽發生器的出氣管插接形成一體化布置。正常運行工況下，主氦風機的功能是驅動一回路氦氣完成循環，將堆芯的熱量帶到蒸汽發生器。主氦風機與其驅動電機同軸，通過一個變頻器給風機供電。功率調節時，主氦風機的轉速正比于變頻器的輸出頻率。變頻器頻率變化1 Hz，風機轉速變化60 rpm。而一回路氦氣流量則通過主氦風機的轉速和輸入功率等變量的測算得到，它基本正比于主氦風機的轉速[3]。風機轉速可在10%～100%額定轉速范圍內調節，這樣氦氣流量可以滿足反應堆各種運行工況的要求[4]。

一回路流量變化試驗開始前，HTR-10在3 MW功率水平下穩定運行，氦氣冷卻劑入口和出口溫度分別為196 ℃和620 ℃。試驗方法是：首先將主氦風機的轉速增加至初始轉速的105%，這樣一回路氦氣流量也按比例增為初始流量的105%；待反應堆達到穩定并運行一段時間后，再將風機轉速調節至初始值，使得一回路氦氣流量降至初始值[1]。試驗過程中，控制棒棒位和二回路流量均保持不變，而實際測算得到的一回路氦氣流量變化如 圖2 所示。

圖2 試驗過程中一回路流量的變化Fig.2 Primary mass flow variation during the test process

2 分析方法

對HTR-10一回路流量變化試驗進行模擬的工具是THERMIX程序，該程序是一個模塊化的軟件包，用于分析球床式高溫氣冷堆在正常運行和事故條件下的熱工安全行為[5]。程序主要包括四個模塊：堆內固相導熱、堆內氣相對流、中子動力學和一回路系統。各程序模塊有明確的分析目標及邊界，既能獨立運用，又能相互耦合以滿足主程序的調用及協調。在反應堆各種功率范圍下，包括停堆后余熱排出的動態過程中，程序都能對反應堆的主要部件，諸如球床堆芯、石墨反射層、碳磚，以及一回路系統各部件的溫度和流場等熱工參數作詳細的分析計算。目前，正在利用HTR-10大量的運行和試驗數據，對THERMIX開展深入的驗證工作，從而對高溫氣冷堆核電站示范工程(HTR-PM)的設計和分析提供支持[6]。

結合HTR-10的實際結構，建立了適用于THERMIX的計算模型，如圖3所示。計算模型在柱坐標系下建立，取堆芯中軸線和燃料球自由堆積面的交點為坐標原點，以半徑增大方向為徑向坐標的正方向，以向下方向為軸向坐標的正方向。模型描述了球床堆芯、冷氦氣聯箱、熱氦氣聯箱、側反射層冷氦氣孔道、控制棒孔道等堆內冷卻劑流道。

圖3 HTR-10反應堆計算模型Fig.3 Calculating model of HTR-10 reactor1) 球床堆芯；2) 底反射層上部流道；3) 底反射層下部流道；4) 熱氦聯箱；5) 堆芯上部空腔；6) 不流動區； 7) 壓力殼外底部空腔；8) 堆底環形流道；9) 堆底繞流流道；10) 冷氦流道；11) 卸料管入口；12) 控制棒孔道出口；13) 控制棒孔道；14) 冷氦聯箱；15) 小聯箱； 16) 氦氣入口；17) 壓力殼內環形流道；18) 頂反射層流道；19) 鋼件漏流區

3 模擬結果

基于前述計算模型，結合試驗前初始參數，以試驗過程中一回路流量的比例變化為主要輸入條件，利用THERMIX程序對HTR-10一回路流量變化試驗進行了模擬。

從圖2可以看到，試驗開始后的前100 s，一回路氦氣流量維持穩定，因此這段時間內反應堆功率也維持不變。在100 s至200 s時間段內，氦氣流量增加至初始流量的105%。流量的增加使得反應堆一回路系統排熱增加，因而堆內燃料平均溫度開始降低，如圖4所示；同時，計算表明石墨反射層的溫度在試驗過程中幾乎不變。雖然燃料平均溫度的減少量很小，但是HTR-10很強的溫度負反饋效應仍然向堆內引入了大約8.6×10-5Δk/k的正反應性，如圖5所示。在正反應性的作用下，反應堆功率上升很快，如圖6所示。

圖4 燃料平均溫度的計算結果Fig.4 Calculation results of the fuel average temperature

圖5 堆內總反應性的計算結果Fig.5 Calculation results of the total reactivity in the reactor

圖6 試驗過程中反應堆功率變化Fig.6 Reactor power variation during the test process

試驗結果和計算結果均表明，試驗開始后230 s，堆功率增幅達到最大，為230 kW。反應堆功率的增加會阻止燃料平均溫度的進一步降低，因而后者在達到最小值后開始上升；而燃料溫升和負反應性溫度系數的聯合作用使得堆內的總反應性開始下降。這樣，反應堆功率達到峰值之后也開始下降，并帶動燃料平均溫度回落。最后，堆內的總反應性維持在零，反應堆功率和燃料平均溫度停留在各自的穩定值上。在450 s至1000 s時間段內，試驗結果和計算結果均表明，反應堆功率的穩定值約為3195 kW；同時，計算得到的燃料平均溫度只比初始值有微小的增加。

反應堆穩定運行至1000 s時，堆內熱工參數已經重新達到平衡。在1000 s至1100 s時間段內，調節主氦風機轉速，使得氦氣流量從105%初始值重新回到100%初始值。從圖4、圖5和圖6可以看到，氦氣流量降低引發的動態過程和前面流量增加的動態過程正好相反。試驗結果和計算結果均表明，試驗開始后1140 s，堆功率降幅達到最大，為240 kW。通過氦氣流量、燃料平均溫度和反應堆功率三者的相互作用，堆內總反應性最后維持在零，而功率和燃料平均溫度也基本回到初始值。

從試驗過程中反應堆功率的變化來看，功率峰值、谷值相對于流量變化具有大約30～40 s的時間滯后。THERMIX 程序的模擬結果和試驗結果符合得非常好，能夠很好地再現HTR-10在該試驗中的動態特性。計算結果表明，燃料元件中心最高溫度在整個試驗過程中不超過834 ℃，因而始終低于1230 ℃的溫度限值，如圖7所示。

圖7 燃料元件中心最高溫度的計算結果Fig.7 Calculation results of the maximum fuel center temperature

4 結論

一回路流量變化試驗是HTR-10的三個動態特性試驗之一，該試驗不僅研究了反應堆的瞬態響應特性，也為系統分析程序的驗證提供了實測數據。

利用THERMIX程序對HTR-10一回路流量變化試驗進行了模擬，通過分析可知，氦氣流量的變化對反應堆功率的影響比較顯著。由于這種影響是通過燃料和慢化劑的溫度負反饋效應來實現的，因此功率峰值、谷值相對于流量變化具有大約30～40 s的時間滯后。氦氣流量增加和降低引發的動態過程正好相反，HTR-10很強的自調節性能使得反應堆功率最后維持在初始值。反應堆功率變化的計算結果和試驗結果的相互對比表明，THERMIX 程序能夠很好地模擬HTR-10 在該試驗中的動態特性。試驗過程中，燃料元件中心最高溫度為834 ℃，距離1230 ℃的限值還有很大的裕量。

[1] HU S, LIANG X, WEI L. Commissioning and operation experience and safety experiments on HTR-10 [C]// Proceedings of 3rd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2006). Oct. 1-4, 2006, Johannesburg, South Africa.

[2] WU Z, LIN D, ZHONG D. The design features of the HTR-10 [J]. Nuclear Engineering and Design, 2002, 218(1-3): 25-32.

[3] 查美生，仲朔平，李勝強，等. HTR-10一回路氦氣流量的軟測量方法 [J]. 自動化儀表，2004，25(10): 29-30.

[4] 孫栓樑，王瑞偏，胡守印，等. HTR-10 氦循環風機遠距離控制系統的設計 [J]. 核動力工程，2001，22(6): 523-525.

[5] GAO Z, SHI L. Thermal hydraulic transient analysis of the HTR-10 [J]. Nuclear Engineering and Design, 2002, 218(1-3): 65-80.

[6] CHEN F, ZHANG Z, ZHENG Y, et al. Current status of the code validation work using the HTR-10 test data [C]// Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2010). October 18-20, 2010, Prague, Czech Republic.

Simulation of the HTR-10Primary Mass Flow Variation Test

CHEN Fu-bing, DONG Yu-jie, ZHANG Zuo-yi, ZHENG Yan-hua, SHI Lei, LI Fu

(Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University,Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology, the Key Laboratory of Advanced Reactor Engineering and Safety,Ministry of Education, Beijing 100084, China)

The 10 MW high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) is the first of its kind in China. The primary mass flow variation test is one of the three dynamic characteristic tests conducted on HTR-10. This test not only verifies the HTR-10 reactor power self-adjustment capability, but also provides measured data for the validation of system analysis codes. Based on actual test conditions, the primary mass flow variation test is simulated using the THERMIX code. Furthermore, main reactor parameters of interest are analyzed. The calculated reactor power agrees well with the test one, demonstrating that the HTR-10 dynamic characteristics can be reproduced satisfactorily by THERMIX. During the test process, the maximum fuel center temperature is always below its limit value of 1 230 ℃.

10 MW high temperature gas-cooled reactor; Primary mass flow variation test; THERMIX; Code validation

2015-12-11

國家重大科技專項經費資助項目(ZX069)

陳福冰(1982—)，男，浙江長興人，助理研究員，博士，現主要從事高溫氣冷堆熱工水力設計工作

TL333

A

0258-0918(2017)02-0210-05