SCWR-FQT回路的热工物理耦合分析

汪子迪，曹 臻，刘晓晶，程 旭

（上海交通大学核科学与工程学院，上海200240）

SCWR-FQT回路的热工物理耦合分析

汪子迪，曹 臻，刘晓晶，程 旭

（上海交通大学核科学与工程学院，上海200240）

中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验（SCWR-FQT）的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验证。本文应用修过后的系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行建模，同时结合堆芯中子物理的计算结果，对由于压力管进口管破裂形成的失水事故进行热工水力和中子物理的耦合分析，并讨论了物理耦合中停堆棒的负反应性、冷却剂温度系数等参数对结果的影响。计算结果表明，进行了中子物理耦合的结果得到的最高包壳温度比未进行中子耦合的结果要低15℃，同时停堆棒引入的负反应性是该事故过程中影响燃料棒最高包壳温度的一个主要因素。

超临界水堆；ATHLET-SC；中子耦合；LOCA事故；事故分析

超临界水堆是第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的6种第四代反应堆中唯一的水冷反应堆［1］，具有系统简单、热效率高，很好的经济和安全性等优点，是国内外研究的热点堆型［2］。欧盟的8家研究机构和国内9所大学、研究院联合发起了第七框架研究计划国际合作项目“超临界水冷堆燃料性能验证实验（Supercritical Water-cooled Reactor Fuel Qualification Test，SCWR-FQT）”［3］，计划将一个小型的燃料组件置于超临界水环境的实验堆中进行分析和验证。该实验堆是位于捷克Rez核能研究所的LVR-5实验堆，这个小型的燃料组件压力管替换的是其中一个正常的燃料组件。该项目还将为这一超临界水实验回路的设计分析和安全许可的申请提供支持［4］。本文应用修改后适用于超临界水堆的系统分析程序 ATHLET-SC［5］对SCWR-FQT回路进行建模，并基于更新后的安全信号，结合燃料组件的中子物理参数，对该回路压力管进口管破裂形成的失水事故进行了热工物理耦合分析。

1 SCWR-FQT实验回路简介和安全信号

图1所示为SCWR-FQT回路的示意图。回路的系统压力为25 MPa，额定流量为0．25 kg／s，燃料组件压力管连接着 MSL-in管道出口和MSL-out管道入口，其进出口冷却剂温度均为300℃，燃料组件位于图中CORE所示位置，其裂变功率63．6 k W，γ辐射功率为9．8 k W，其出口冷却剂温度为384℃。该回路中的安全系统包括非能动和能动的安注系统，非能动的安注系统为高压安注ACC1、ACC2，当回路压力低于23 MPa时，该系统会自动向回路注入冷却剂；能动的安注系统包括低压安注系统LPCI和应急安注系统ECI。回路中各主要构件和设备功能介绍参见文献［6］。表1，表2所示分别为更新后的安全信号和信号触发、延迟假设时间。

图1 SCWR-FQT回路LOCA事故示意图［6］Fig．1 Scheme of the LOCA accident of SCWR-FQT loop

表1 SCWR-FQT回路安全系统的触发信号及相应动作Table 1 Safety signals and corresponding actions of the safety system of the SCWR-FQT loop

表2 安全系统的信号延迟及其触发设备动作时间假设Table 2 Assumption of the signal delay time and equipment action time of the safety system

其中主冷却剂管道低压力信号取压力管进口管道MSL-in、压力管出口管道MSL-out和应急安注管道ECI三处压力中的最小值，回路低流量信号为主冷却剂泵的低转速。当低压力或低流量信号触发后，低压安注系统LPCI投入运行；此外燃料组件出口处的冷却剂的高温信号或整个实验段进口与应急安注管的压差信号会触发应急安注系统ECI。当主回路中的压力超过30 MPa时，高压力信号触发，安全释放阀自动开启，当主回路压力降低至30 MPa后，重置信号被触发，安全释放阀关闭。

反应堆停堆信号被上述主回路冷却剂低压力，低流量信号、实验段出口冷却剂超温信号以及实验段进口与应急安注管出口压差信号触发，停堆信号的延迟时间为0．06 s。停堆信号被触发后，停堆棒在1．0 s内下落。停堆信号触发后延迟1．0 s，主冷却剂泵停止运行。同时假设主泵的惰转时间为2．0 s。同样，停堆信号触发后，低压安注和应急安注信号经过1．0 s的延迟被触发。低压安注泵和应急安注泵的启动时间为2．0 s，但是由于这两种安注泵的工作压力均为12．0 MPa，低压安注和应急安注实际上都是在主回路安注点处的压力降低至12．0 MPa以后才开始。自动卸压信号由安注信号触发，均不存在延迟，但所有阀门（包括ADS1，ADS2和 ADS3）的动作时间都假设为0．5 s。

2 物理参数

图2为SCWR-FQT燃料组件的示意图。燃料棒长度为600 mm，直径为8 mm，栅距为9．44 mm。冷却剂在4层冷却剂通道（分别为图1中所示的 PT-GT1，GT1-GT2，GT2-RE／AB和core）中流动。燃料棒的直径为8 mm，栅距为9．44 mm，燃料棒高度为600 mm。中子每代的时间Λ＝2．07×10－05s，表3为燃料组件6群缓发中子的参数，其中包括每组缓发 中子的衰变常数λi和份额βi。

图2 燃料棒组件示意图Fig．2 Sketch of the fuel assembly

表3 六群缓发中子参数Table 3 Kinetic parameters common

堆芯的物理计算由清华大学工程物理系核能科学与工程管理研究所反应堆工程计算分析实验室（REAL团队）基于其自主研发的、用于反应堆堆芯计算分析的三维输运蒙特卡罗程序：反应堆用蒙特卡罗分析程序RMC（Reactor Monte Carlo code）完成［7］。由于不知道燃料棒中具体的富集度分布，在计算中是假设燃料富集度均匀分布的，得到以下结果：

1．FQT中4个冷却剂通道中的冷却剂从外到内温度 （K）分别为 614．5 K，620．5 K，640．5 K，650．5 K 时，Keff＝ 1．008 345 ±0．000 176；冷却剂通道中的冷却剂从外到内温度 （K）分 别 为 914．5 K，920．5 K，940．5 K，950．5 K时，Keff＝1．007 533±0．000 175。

2．FQT 中燃料棒的温度（K）为950．0 K时，Keff＝1．008 311±0．000 189；温 度 （K）为1 250．0 K时，Keff＝1．008 059±0．000 190。

3． 三个停堆棒拔出时：Keff＝1．003 625±0．000 176；三个停堆棒完全插入时：Keff＝0．963 862±0．000 186。

由以上数据可以得到，堆芯冷却剂温度反应性系数为－2．710×10－061／K，燃料棒温度反应性系数为－5．513×10－05K－0．5，同时根据假设停堆棒在停堆1．0 s后完全插入，引入的负反应性为4．110×10－02。

3 计算结果

如图1所示，破口位于压力管进口管MSL-in上，靠近主泵2．0 m的位置，破口大小为100%，即为冷却剂输送管道的总截面积154 mm2。临界流模型采用Y．Z．Chen等人提出的修正的HEM模型［8］。表4列出了事故发生后未进行中子耦合和进行了中子耦合的事故序列，图3为回路主要参数随时间的变化对比图。

表4 MSL-in管发生LOCA大破口事故的时间序列Table 4 Time sequence in large break LOCA in pipe MSL-in

以未进行中子耦合计算所得到的事故序列为例，2．0 s时破口发生，回路中冷却剂流向破口，压力管内冷却剂的流动方向发生了逆转，流向位于压力管上游的破口，这个过程还伴随着回路压力的迅速降低。当压力降到23．0 MPa时，安注箱自动投入使用，ACC1提供的冷却剂将直接流向破口，无法冷却燃料棒，而ACC2提供的冷却剂经由燃料组件上部流经整个压力管，能有效冷却燃料棒。2．08 s时，系统低压信号（22．5 MPa）被触发，经过0．06 s的延迟，反应堆开始停堆。这之后，即3．09 s时，压力管进口管压力降低至应急安注管出口压力3．0 MPa以下，压差信号被触发。低压信号被触发后的1 s后，即3．08 s，应急安注信号被触发，主泵开始惰转，应急安注ECI泵开始启动，自动卸压阀ADS2配合打开。9．06 s时，主回路压力降低至12 MPa，此时应急安注ECI开始向主回路注入冷却剂，冷却剂沿着应急安注管，经由堆芯上部流经整个压力管。安注箱ACC1和ACC2分别在11．57 s和14．80 s排空。

图3 LOCA事故中主要参数随时间的变化Fig．3 History of the main parameters in LOCA（a）燃料棒功率；（b）燃料组件压力；（c）燃料棒包壳温度；（d）安注系统流量；（e）燃料组件流量；（f）燃料组件冷却剂温度

相比未进行中子耦合的事故序列，进行了中子耦合得到的事故序列是一致的，只是事件发生的时刻却不尽相同。如图3（a）所示，随着反应堆的停堆，燃料组件的功率迅速下降，未进行耦合的计算是假定燃料棒功率在停堆棒插入后0．1 s内线性下降至4．5 k W的衰变功率，其后缓慢降低。而对于进行了中子耦合的计算而言，由于此时燃料棒温度上升，而温度反应性为负导致其功率下降得速率更快，而后随着停堆棒的插入完成，同样由于温度的负反应系数，耦合计算的功率维持在比未进行耦合计算的功率更高的水平。图3（b）所示为燃料组件内的压力变化，对于中子耦合计算而言，在LOCA事故发生的前期，由于燃料棒的功率下降更快，使得燃料组件的压力也下降得更快。但是停堆后，其功率更高，这就导致事故的后期回路压力下降的速率更慢。对于燃料棒包壳温度而言，事故发生后燃料棒包壳温度急剧升高，这是由于在事故初期，停堆还未完成而导致热流密度很高，再加上快速泄压和实验段冷却剂倒流而造成的传热恶化。包壳温度的高温维持了6 s左右，之后再迅速降低并稳定。如图3（c）所示，比较两条曲线可以发现在耦合计算中，同样也是由于之前讨论的功率变化不同，使得耦合计算得到的燃料棒最高包壳温度比未耦合的计算低了15℃左右，但是随后耦合计算得到的包壳温度超过了未耦合计算的结果。而由于回路降压速率不同，使得在中子耦合的计算中，ECI系统投入的时间更早（8．09 s）而安注箱ACC2完成安注的时间更晚（14．64 s，如图3（d）所示），这大大增加了高压安注和应急安注的过渡时间，更好得保证了非能动安全系统与能动安全系统的有效衔接。

图3（e）和图3（f）分别为燃料组件流量和冷却剂温度随时间的变化曲线。破口发生后，燃料组件中的冷却剂流量迅速降低至0，之后反向增大。在主回路压力降至23 MPa时，安注箱自动投入，但是只有安注箱ACC2中的部分冷却剂能流经燃料组件，冷却剂从ECI管出来后分为两部分，一大部分主要流向燃料棒通道，冷却压力管。此外还有一小部分冷却剂向上流向回热器管束RECUTUBE，经由压力管出口管MSL-out最终流向破口。在安注箱ACC2排空后，堆芯内的流量也开始逐渐变小，经过一段时间的波动，ECI流量也绝大部分流经压力管用来冷却燃料组件，其流量最后稳定在0．1 kg／s左右。燃料组件冷却剂的温度从事故一发生就开始下降并最终稳定，从计算结果来看，耦合计算得到的冷却剂温度稍高，两条曲线基本重合。

此外，为了研究停堆棒引入负反应性和温度系数的影响，本文还做了以下敏感性分析：

1．停堆棒引入负反应性的大小

图4为停堆棒引入负反应性大小的影响，工况1，工况2，工况3的停堆引入负反应性的比值为1∶2∶4，工况1为前述的基准工况。停堆棒引入的负反应性数值越大，则燃料棒功率下降得越快，这导致燃料棒包壳温度的峰值越小。对于工况1和工况3而言，最高包壳温度相差了大约25℃。

图4 停堆棒负反应性的影响Fig．4 Effect of external reactivity caused by shut-down rods（a）燃料棒功率；（b）燃料棒包壳温度

2．冷却剂温度系数的大小

图5为冷却剂温度系数大小的影响，工况1，工况2，工况3的冷却剂温度系数的比值分别为1∶2∶4，工况1同样为前述的基准工况。在破口发生后，燃料组件的冷却剂温度下降而燃料包壳温度上升，而这二者的温度系数均为负，这使得燃料棒功率在事故初期出现小幅度的波动，但最终随着停堆棒的插入后迅速下降。此外，改变燃料棒温度系数也有类似的结果，但它们对燃料棒包壳温度泄压速率等的影响都不大。

图5 冷却剂温度系数的影响Fig．5 Effect of reactivity coefficient for coolant temperature

4 结论

本文应用修改后的ATHLET-SC程序对SCWR-FQT回路进行建模，对该回路进行了LOCA事故的热工物理耦合分析，修正了事故后的功率变化。计算结果显示，考虑物理参数，即进行中子耦合分析的结果得到的最高包壳温度比未进行中子耦合的温度要低15℃，同时应急安注系统投入的时间将更早而安注箱ACC2停止安注的时间更晚，这大大增加了非能动安全系统和能动安全系统的过渡时间。停堆棒引入的负反应性是该事故过程中影响燃料棒最高包壳温度的一个主要因素，通过增大停堆棒的负反应性可以有效降低燃料棒的最高包壳温度。

致谢

感谢德国GRS核安全中心提供ATHLET程序。

［1］ 程旭，刘晓晶．超临界水冷堆国内外研发现状与趋势［J］．原子能科学技术，2008，42（2）：167-172．

［2］ Cheng X，Liu X，Yang Y． A mixed core for supercritical water-cooled reactors［J］．Nuclear Engineering and Technology，2008，40（2）：117．

［3］ Schneider R， Schlagenhaufer M， Schulenberg T．Conceptual design of the safety system for a SCWR fuel qualification test ［C ］／／Proceedings of the 8th International Topi cal Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hy-draulics，Operation and Safety． Shanghai，China．2010．

［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．

［5］ Fu S W，Zhou C，Xu Z H，et al． Modification and Application of the ATHLET-SC Code to Trans-critical Simulations［C］／／Proceeding of the 5th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors，Canada．2011．

［6］ 周翀，杨燕华，程旭．超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析［J］．原子能科学技术，2013，47（9）：1554-1559．

［7］ 范潇，王侃，李泽光，等．基于RMC的超临界水实验SCWR-FQT装置的初步物理分析［J］．原子能科学技术，2013，47（增刊2）：557-561．

［8］ Chen Y．Z．，Yang C．S．，Zhao M．F．，et al．Experimental Studies on Critical Flow and Heat Transfer of Water for Near-critical and Supercritical Pressures，Proceedings of the IAEA Technical Meeting on Heat Transfer，Thermal-Hydraulics and System Design for Supercritical Water-Cooled Reactors，2010［C］．Pisa，Italy，2010．

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

国家自然科学基金（51106097）

汪子迪（1991—）男，江西婺源人，硕士研究生，核能科学与工程专业

TL333

A

0258-0918（2016）02-0178-07