超流量工况下PWR 燃料系统影响分析

李 云 张 林 张吉斌 朱发文 马 超

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）

0 引言

国内二代加核电站反应堆设计中，反应堆冷却剂流量验收准则为：单环路流量在22840m3/h～24740m3/h 之间，堆芯总流量在68520m3/h～74220m3/h 之间，即介于机械设计流量和热工设计流量之间。在岭澳3、4 号及红沿河1、2 号等多个机组调试过程中，普遍出现环路流量甚至堆芯总流量超出准则限值的现象。

冷却剂流量是反应堆设计的重要参数，虽然流量的增加对堆芯热工性能有利，但也会带来流致振动、落棒时间增加等与反应堆安全相关方面的担心。针对流量超出设计范围的情况，有必要对一回路与流量相关的各项设计进行分析评价，确保各系统、设备及反应堆的安全运行。

对燃料系统而言，作为反应堆的核心部件，控制棒落棒时间、燃料组件的可靠性等直接关系到反应堆的安全性及经济性。本文对超流量工况燃料系统的可靠性进行了全面的分析，对于保证燃料系统的安全运行有重要意义，对后续机组可能出现的超流量工况评价具有借鉴意义。

1 超流量工况对燃料系统的影响及评价

燃料系统包括燃料组件、控制棒组件及固定式相关组件等部件。燃料系统设计工作已得出结论，只要运行工况包括冷却剂流量处在设计范围内，燃料系统可保持其结构完整性，满足设计要求。冷却剂流量的增加将影响到控制棒落棒时间、燃料组件流致振动、燃料棒磨蚀、燃料组件及固定式相关组件的压紧等性能或功能方面的评价。

以下对超流量工况燃料系统的可靠性进行了全面的分析及评价。评价的燃料系统为AFA3G 及其对应相关组件。综合各机组实际出现的超流量情况，除特别说明外，均保守假设流量在机械设计流量74220m3/h 基础上增加3%。

1.1 控制棒落棒时间

正常工况或事故工况下控制棒落棒时间是否满足准则要求直接影响到堆芯反应性的控制，与反应堆的安全相关。在控制棒落棒过程中，将受到重力、水力阻力及摩擦力等载荷作用。各种载荷的大小将影响落棒的时程，各种阻力越大，落棒时间将越长。其中水力阻力是各种阻力中占主要份额的因素。水力阻力大小与堆芯冷却剂流量直接相关。堆芯流量的增加将使控制棒所受沿程阻力及由压差引起的阻力增加，进而使得落棒时间增加。

正常运行工况及安全停堆地震（SSE）工况下对落棒时间均有准则要求。正常运行工况下，要求T5（控制棒从全提棒位置到导向管缓冲段入口处的时间）＜2.15s，T5+T6（T6 为控制棒在缓冲段中的下落时间）＜3s。SSE 工况下，要求T5＜3s，T5+T6＜4.2s。

采用落棒时间专用程序对超流量工况下的落棒时间进行了评估。该程序详细考虑了落棒过程中的各种影响因素，建立了相应的水力阻力及摩擦力等计算模型，可保守的预测整个落棒时程及T5 和T6。超流量情况下，正常运行及SSE 工况落棒时间计算结果如表1。

表1 超流量工况落棒时间计算结果

结果表明流量的增加显著的增加了落棒时间。正常工况下时间增加较少（0.068s），SSE 工况T5+T6 增加较多（0.19s）。正常及SSE 两种工况落棒时间均仍满足准则要求，但SSE 工况落棒时间已经比较接近准则限值4.2s。

在反应堆启动前，将在热态落棒试验中对落棒时间进行测量。出现超流量机组落棒时间测量结果表明，落棒时间均满足准则要求，且有较大裕量。例如红沿河1 号机组热态落棒试验中实测的最大落棒时间为（T5=1.412s，T5+T6=1.967s），满足准则要求。该实测落棒时间较计算的时间小，原因是计算中对相关输入参数采用了较保守的假设。

1.2 流致振动

冷却剂流量增加后将使燃料组件存在因流致振动引起失效的风险。燃料棒因流致振动引起磨蚀破损是燃料棒失效的主要机理之一。堆芯中冷却剂轴向流动及横向流动将产生紊流、旋涡脱落及流体弹性激振的激励机理，使得燃料棒产生振动，进而与定位格架或异物磨蚀引起包壳破损。燃料组件在冷却剂激励下也将产生振动，如果出现共振或持续不稳定的振动将可能影响燃料组件相关部件的结构完整性。

燃料系统设计中，在正常流量工况下，采用专用程序对燃料棒振动响应及磨蚀进行了评估。结果表明燃料棒不会出现共振，燃料棒的流致振动磨蚀量较小，满足准则要求。计算中保守定义了轴向流速，流速最低的节点为6m/s。堆芯平均流速4.95m/s，考虑3%的超流量工况后冷却剂流速也远小于6m/s。

燃料组件开发阶段需开展堆外冲刷试验以验证其综合性能，特别是抵抗流致振动的能力。在试验回路中进行了全尺寸AFA3G 燃料组件1000 小时的堆外冲刷试验。回路平均流量为550m3/h，远大于反应堆中每个组件的平均机械设计流量473m3/h。冲刷试验结果表明，即使流量超出机械设计流量较大范围，燃料组件仍能保持其结构完整性。流量的少量超限对燃料组件本身的结构完整性的影响可以忽略。

1.3 燃料组件压紧功能

燃料组件的压紧系统防止燃料组件在水力载荷作用下跳起。冷却剂流量的增加将使燃料组件所受水力载荷增加，需要压紧系统提供更大压紧力。

在AFA3G 燃料组件压紧功能评价中，水力载荷计算采用流量为流经压力容器的机械设计流量74220m3/h，并考虑了一定的流量偏差1039m3/h，最大流量达到75259m3/h，超出机械设计流量1.4%。目前出现的超流量工况压力容器实测总流量考虑测量误差后均未超出75259m3/h，燃料组件压紧功能满足要求的结论不受影响。如果实测流量超出了该值，需结合超流量具体情况重新评估燃料组件压紧功能。

1.4 固定式相关组件压紧功能

固定式相关组件在水力载荷作用下需保持可靠的压紧状态，以便使相关棒保持在设计的轴向位置，并避免出现不稳定的振动影响其结构完整性。在固定式相关组件压紧功能评价中，考虑到燃料组件辐照生长及固定式相关组件压紧弹簧的辐照松弛行为，极限的情况是新燃料组件中插入接近设计寿期的固定式相关组件。对泵超速流量达120%的工况进行了评价，结果表明固定式相关组件不会跳起。3%的流量增加远小于评价采用的20%，固定式相关组件可得到有效压紧。

1.5 定位格架的夹持功能

定位格架设计中，其夹持系统保证燃料棒的轴向支承定位。运行工况下，燃料棒受到向上的水力载荷作用。定位格架夹持系统提供的夹持力需保证燃料棒在水力载荷及重力等综合作用下不会向上窜动。随着冷却剂流量增加，燃料棒所受水力载荷也将增加。分析表明，即使流量超出机械设计流量10%，燃料棒所受除格架以外的所有合力仍向下，燃料棒不会轴向滑移。这是由于燃料棒重力与水力载荷大部分抵消，需要格架提供的支承力较小。3%超流量情况下，格架仍能有效夹持燃料棒。

1.6 其他方面

正常运行工况下，燃料组件各部件需保持其结构完整性。燃料组件的轴向压紧载荷是各部件的重要设计载荷。1.3 节中的评价表明，超流量工况下燃料组件可得到有效压紧，不会跳起，压紧系统压紧载荷就不会变化。

（1）上管座及下管座所受板弹簧轴向压紧力就不会因流量增加而变化，而且该力远小于上管座设计基准载荷，即运输和吊装时4g 轴向加速度对应的载荷。

（2）对于导向管部件，设计中需评价其应力及稳定性。导向管的应力及稳定性主要与燃料组件轴向载荷及定位格架跨距相关。根据前文所述，流量增加未引起燃料组件轴向载荷的变化。

（3）定位格架的完整性主要取决于其本身的结构强度，流量的增加引起格架所受载荷的增加可以忽略。

（4）对于各处连接结构，导向管和格架的焊接考虑的设计载荷为制造时拉棒载荷及运行状态燃料棒滑移产生的载荷，上管座、下管座与导向管螺钉连接主要考虑预紧载荷，螺纹套筒胀接连主要考虑吊装与运输载荷及燃料组件轴向压紧载荷。流量超限对连接结构无影响。

（5）对于燃料棒及各相关组件棒的运行性能，更多的取决于包壳材料的特性、燃料或功能材料的辐照性能等与材料及辐照相关的效应。流量的增加有利于燃料棒或相关组件棒的释热及冷却。

（6）关于运行期间燃料组件的变形评估，燃料组件与堆腔之间的轴向间隙、燃料组件之间的横向间隙、燃料棒弯曲及燃料组件变形主要考虑辐照带来的影响。流量超限对其无直接影响。

2 结束语

针对国内二代加核电站普遍出现的超流量情况，对燃料系统是否仍能安全可靠的运行进行了全面的评价。与反应堆安全性直接相关的控制棒落棒时间在超流量工况下仍满足设计准则要求，但是已经较接近准则限值。燃料棒流致振动、燃料组件与固定式相关组件压紧功能及各主要部件结构完整性等方面的评价结果表明，燃料系统满足设计要求，在出现的超流量工况下可安全可靠的运行。