压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究

刁均辉，季松涛，韩智杰（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）

压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究

刁均辉，季松涛，韩智杰
（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）

摘要：以秦山二期压水堆为参考堆型，对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能，综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。

关键词：压水堆；环形燃料；热工水力；最佳排列方式

作为一种革新型燃料元件，环形燃料可使反应堆在堆芯体积不变的情况下大幅提高功率密度，提高核电经济性。环形燃料的应用可大幅降低燃料芯块温度，从而显著提升核电安全性，所以环形燃料受到国际上的普遍重视。

环形燃料设计首先需明确热工水力分析的方法思路，并确定压水堆用环形燃料组件的结构及尺寸，为后续研究工作提供初始模型。本文采用自主开发的环形燃料热工水力性能分析程序SAAF［1］，以秦山二期压水堆为参考堆型，对环形燃料热工水力分析方法进行研究。

1　环形燃料棒可能的尺寸组合

以秦山二期压水堆为参考堆型，该压水堆主要热工设计参数列于表1［2］。

为将新型环形燃料组件应用于参考压水堆上，需使环形燃料组件的外形尺寸等于现有17×17实心燃料组件的尺寸。因此，在环形燃料组件总尺寸确定的情况下，进一步确定环形燃料排列方式及环形燃料棒的尺寸。分别分析了按照11×11到15×15范围内的排列方式。

表1　 参考压水堆设计参数Table 1 Design parameter of referenced PWR

在确定每种排列方式的燃料棒尺寸时，采取如下限定条件［3－4］。

1）外包壳厚度要满足包壳自立的要求。包壳自立即弹性稳定，则选取的包壳壁厚必须使包壳实际承受的压力低于临界倒塌压力。

2）内包壳厚度取0．57mm。目前AFA－3G核燃料已具有成熟的设计使用经验，所以取内包壳的厚度与参考压水堆中所采用的实心燃料棒包壳厚度相同。

3）内外包壳与芯块间的气体间隙宽度与参考压水堆所采用实心燃料棒气隙宽度相同，为0．085mm。

4）环形燃料的体积至少占17×17燃料组件中芯块体积的90%以上。环形燃料引入了内部包壳，会占用堆芯的一部分体积，导致环形堆芯中冷却剂的体积和燃料体积较参考压水堆堆芯的小。通过限制环形燃料中芯块的最小体积，确保堆芯的水铀比与参考压水堆相同。

5）环形燃料棒之间的间隙取1mm作为限值。实心燃料组件燃料棒之间的间隙为3mm，环形燃料棒间的间隙要小，但从制造、振动及压降上考虑是可行的。尺寸大的燃料棒的刚性大，抗振动能力较细实心燃料棒要强得多。

6）不同排列方式控制棒导向管数量不同。

按照以上6个限定条件编制尺寸迭代程序，初步确定了按照11×11到15×15排列的环形燃料棒的22种尺寸组合（表2）。表2中：D为直径；T为厚度；下标c和f分别表示包壳和燃料，下标i和o分别表示内包壳和外包壳，下标ii表示内包壳的内径。

2　单棒热工水力性能分析

采用SAAF程序进行单棒热工水力性能分析，计算时根据以下原则确定燃料棒的功率、冷却剂流量、间隙热导、定位格架形阻系数等热工参数［3，5］。

1）堆芯中热棒的功率峰值因子与参考电厂相同（总因子为2．4）；

2）轴向功率分布假定为余弦分布，余弦峰值因子为1．55；

3）每根燃料棒的质量流量等于组成环形燃料堆芯的燃料棒的平均值；

4）燃料棒每一边的间隙热导率认为是对称相等的，均取为6kW／（m2·K）；

5）定位格架形阻系数参照麻省理工大学（MIT）的研究成果进行取值，其中11×11到13×13排列的定为0．6，14×14排列的定为0．7，15×15排列的定为1．0。

单棒计算模型如图1所示。由图1可看出，环形燃料具有内、外两个冷却剂通道，因此环形燃料元件在热工水力分析时存在内外通道冷却剂的流量分配及热量分配问题，流量分配限定条件是内、外通道的压降相等，热量分配的限定条件是根据环形燃料棒内、外环传热计算确定的芯块中心温度相等。

表2　 各种排列方式中环形燃料棒的尺寸Table 2 Dimension of different arrays for annular fuel pin

图1　 单棒计算模型Fig．1 Calculation model of single pin

对于相同的排列方式，由于定位格架形阻系数相同及冷却剂流速差别不大等因素导致不同尺寸的燃料棒产生的压降及芯块中心温度相差较小。因此相同排列方式、不同尺寸的环形燃料棒的筛选是通过最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）分析判断的。

不同排列方式的环形燃料元件的压降及芯块温度相差较大，因此得到每一种排列方式MDNBR最优的燃料棒后，再从压降及芯块温度的角度进行比较，从而得出综合热工水力性能最优的环形燃料元件结构尺寸。

2．1 从MDNBR角度分析

1）内、外间隙热导率相同

针对表2中不同尺寸组合的环形燃料棒进行MDNBR计算，并将相同排列方式的计算结果进行比较，如图2所示。

图2　 不同排列方式下的MDNBR Fig．2 MDNBR of different arrays

由图2可看出，对于每一种排列方式，随着内包壳直径增大，内通道的MDNBR逐渐增加。因此可断定内通道流通面积增加后，将有更多的冷却剂流过内通道，虽然进入内通道的热量也随之增加，但流量对MDNBR的影响起主要作用。但对于外通道，流量和热量对MDNBR的影响随着排列方式的不同而变化。对于11×11方式排列，其外通道冷却剂流量减少对MDNBR起主要作用，因此MDNBR随外通道流通面积的减少而降低。对于其余4种排列方式，进入外通道的热量对MDNBR的影响起主要作用，故MDNBR随外通道流量面积的减少而增加。

将每一种排列方式MDNBR最大的尺寸组合进行比较，可确定环形燃料的排列方式及最佳尺寸。不同排列方式下MDNBR的比较如图3所示。从图3可看出，13×13方式排列的内包壳的MDNBR最大。

2）内、外间隙热导率不同

在反应堆实际运行过程中，燃料芯块存在膨胀、开裂、肿胀和重定位等辐照行为，使得内、外间隙热导率不相同。环形燃料芯块在热膨胀过程中有可能使芯块和外包壳发生接触，从而导致外部间隙热导率增加。间隙热导率的变化不仅影响燃料的温度，且通过影响热流密度来影响通道MDNBR。

图3　 不同排列方式环形燃料棒的MDNBRFig．3 MDNBR of annular fuel pin for different arrays

以13×13方式排列的MDNBR最大的燃料棒为计算模型，分析了不同工况下内、外冷却剂通道的偏离泡核沸腾比（DNBR），结果如图4所示。

由图4可明显看出，当内、外间隙热导率不相等时，DNBR的变化较大。当外间隙热导率增加时，外通道的MDNBR逐渐降低，而内间隙热导率减少导致内通道的MDNBR却逐渐增加。DNBR随间隙热导率的这种变化趋势同样适用于其他4种排列方式。因为实际运行过程中不同排列方式芯块的变化趋势相同，外间隙热导率增加必然增加了进入外通道冷却剂的热量，热量的增加将使外通道DNBR降低。对内通道而言，间隙热导率减小导致热量减少，DNBR增加。因此要求环形燃料外通道应具有较大的DNBR裕量。

图4　 间隙热导率的敏感性分析Fig．4 Sensitivity analysis of gap conductance

结合内、外间隙热导率相同和不同两种情况下的MDNBR分析，由图3可看出，对于13×13排列的环形燃料棒，其内通道MDNBR最大，外通道的MDNBR留有较大裕量，因此为最佳排列方式。

2．2 从压降及芯块温度角度分析

通过图2可确定每一种排列方式MDNBR最大的环形燃料棒的尺寸，以这些最佳燃料棒为计算模型进行环形燃料之间及环形燃料与实心燃料之间的压降和芯块温度比较，从而确定环形燃料的最佳结构尺寸。

图5　 不同排列方式对应的堆芯压降Fig．5 Core pressure drop for different arrays

1）压降比较

100%功率条件下压降随组件排列方式的变化如图5所示。由图5可看出，冷却剂流过燃料棒产生的压降随燃料组件中燃料棒数目的增加而增加。12×12、13×13排列的燃料组件的压降较接近于参考的17×17压水堆燃料组件，因此组件按12×12、13×13排列是较合适的选择。

2）芯块温度比较

燃料芯块温度是影响核燃料性能的重要参数，对瞬态工况下燃料的安全裕量及辐照过程中裂变气体释放量等均有影响。

100%功率条件下热点处燃料棒的径向温度分布随排列方式的变化如图6所示。图6中，q′为平均线功率。由图6可看出：11×11、12×12排列的燃料芯块峰值温度增加较多，这是因为这两种排列方式的环形燃料芯块厚度较厚，导致燃料棒径向温度梯度较大；而按13× 13、14×14、15×15排列的峰值温度较为接近，且燃料温度较低，安全性较好。

图6　 不同排列方式下芯块的径向温度分布Fig．6 Radial fuel temperature distributions for different arrays

以13×13环形燃料棒为模型，分别计算了100%功率及150%功率水平下热点处燃料棒的径向温度分布，如图7所示。参考压水堆的热点峰值温度为2 000℃左右［4］，与图7比较可知，100%功率下热点的最高温度较参考压水堆的相应温度低1 300℃。即使在150%功率下，其热点最高温度较参考压水堆的仍低1 100℃。

从芯块温度的角度考虑，环形组件适于按13×13、14×14和15×15排列。

综合以上分析结果可看出，按13×13方式排列的环形燃料组件燃料棒的MDNBR最大，有较大的DNBR裕量，且压降相对较小、燃料棒的峰值温度也较低，因此可确定热工水力性能最优的排列方式为13×13，最佳尺寸为序号4。

图7　 不同功率水平下环形燃料棒的热点处径向温度分布Fig．7 Radial temperature distributions of annular fuel rod hot spot for different powers

3　结论

以压水堆平均参数为输入，确定压水堆环形燃料组件最合适的排列方式为13×13。本次热工水力分析确定的最佳参数只是为后续物理、安全分析、燃料性能及机械力学设计等提供初始分析模型，最终环形燃料结构尺寸需各专业紧密配合，多次互相反馈才能确定。

参考文献：

［1］ 刁均辉，季松涛，张应超．环形燃料热工水力性能分析程序开发及验证［J］．原子能科学技术，2015，49（6）：1 051－1 056．DIAO Junhui，JI Songtao，ZHANG Yingchao．Development of a thermal－hydraulic analysis code for annular fuel assemblies［J］．Atomic Energy Science and Technology，2015，49（6）：1 051－1 056（in Chinese）．

［2］ 李经纬．秦山核电二期工程反应堆热工水力设计［J］．核动力工程，1999，20（4）：308－312．LI Jingwei．Reactor thermal－hydraulic design for Qinshan Phase－Ⅱnuclear power project［J］．Nuclear Power Engineering，1999，20（4）：308－312（in Chinese）．

［3］ KAZIMI M S，HEJZLAR P．High performance fuel design for next generation PWRs：Final report［R］．USA：Nuclear Energy Research Initiative，2006．

［4］ 陈宝山，刘承新．轻水堆燃料元件［M］．北京：化学工业出版社，2007．

［5］ 于平安，朱瑞安，于真烷，等．核反应堆热工分析［M］．上海：上海交通大学出版社，2002．

Methodology Study of Thermal－hydraulic Analysis for PWR Annular Fuel Assembly Array

DIAO Jun－hui，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－hydraulic 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－hydraulics；the best array

作者简介：刁均辉（1979—），男，山东海阳人，副研究员，博士，核能科学与工程专业

收稿日期：2014－03－12；修回日期：2015－02－10

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1374

文章编号：1000－6931（2015）08－1374－06

文献标志码：A

中图分类号：TL334