污垢对压水堆PCI二类事故工况的热工响应影响研究

陈天铭，胡友森，蒙舒祺，胡艺嵩，熊 昆

污垢对压水堆PCI二类事故工况的热工响应影响研究

陈天铭，胡友森，蒙舒祺，胡艺嵩，熊 昆

（中广核研究院有限公司，广东 深圳 518000）

目前的压水堆Ⅱ类事故工况PCI（Pellet Cladding Interaction）研究中暂未考虑表面污垢对燃料棒破损风险的影响，为明确燃料棒表面污垢对PCI分析的热工作用机理及影响程度，本研究基于SMART、COPERNIC、CANTAL和THEMIS等分析程序，从热工分析出发得到了压水堆Ⅱ类事故工况下燃料棒破损风险与污垢厚度的关系。研究结果表明，污垢内部的灯芯沸腾会显著降低冷却剂和燃料包壳之间的传热系数，考虑污垢效应后燃料棒破损风险增加。本研究结果为进一步完善压水堆Ⅱ类事故工况PCI研究方法论提供了理论和数据支撑。

压水堆；Ⅱ类事故；PCI；污垢

在压水反应堆（PWR）升功率瞬态过程中，燃料芯块发生肿胀后可能会与包壳发生相互作用，严重时造成燃料包壳破损[1]，这一热力-机械对燃料包壳耦合作用的现象被称为PCI[2]。PCI分析涉及到核物理、热工水力、系统和燃料等多个学科的系统工程[3]，国内外已有部分研究成果：黄及娟等人采用有限元软件对燃料包壳进行了稳态工况的PCI分析[4]；汪秉忠等人开发了耦合氢原子扩散和析出的PCI有限元分析模型[5]；王柱等人基于ABAQUS分析软件开发了可精细模拟燃料棒PCI过程的三维可视化模型[6]；Wei等人将PCI在线预测模型耦合进了PWR运行控制优化策略中[7]；Li等人研究了开裂燃料包壳PCI发生机理及事故进程[8]；Udagawa等人分析了某高燃耗PWR在反应性事故中的燃料包壳PCI风险[9]；Deng等人模拟了PWR高容错燃料包壳在增加外表面涂层后的PCI过程[10]；Feria等人评估了采用商用软件分析反应堆升功率期间PCI风险的不确定性[11]。

一回路腐蚀产物会在燃料棒表面沉积形成CRUD，该现象会恶化燃料包壳与冷却剂的换热[12]，这一现象已在许多PWR上出现[13]。CRUD对燃料包壳换热性能的削弱，一方面体现在降低燃料包壳导热系数[14]，另一方面体现在灯芯沸腾作用导致CRUD与燃料包壳交界面处产生滞流区[15]。在PWR升功率瞬态过程中，由CRUD引起的燃料包壳换热性能降低会增加PCI风险，而目前的事故分析暂未考虑CRUD对PCI裕量的影响。本文基于某PWR的Ⅱ类事故工况，从热工分析角度对比了考虑CRUD前后的PCI保护裕量变化情况，为进一步更科学评估PCI风险提供了参考。

1　分析方法

1.1　PCI分析流程

PCI分析由物理、热工水力和力学分析组成，通过数款商用软件之间的互相标定完成计算。分析流程可概述为：首先，采用SMART程序计算所有燃料棒的功率史；然后，采用CANTAL程序和SMART程序计算最恶劣的Ⅱ类事故工况燃料棒功率史；最后，采用COPERNIC程序挑选出风险最高的燃料棒进行PCI裕量计算。

选取负荷过度增加（Excessive nuclear power Load Increase，ELI）、功率运行下控制棒组件失控抽出（Uncontrolled RCCA bank Withdraw at Power，URWP）和落棒（Rod Drop，RD）作为最恶劣的Ⅱ类事故工况[1]。由于PCI分析需要涵盖PWR运行全周期，通常在寿期初、中、末分别分析ELI、URPW和RD工况下的PCI风险，但随着燃耗的加深，堆芯芯块与燃料包壳的间隙会减小，同时随着运行时间的增加，CRUD现象会加剧，因此寿期末的风险最为恶劣。

1.2　考虑污垢效应的PCI分析

对从PWR中取出的CRUD样品进行分析，发现CRUD呈现疏松多孔的形貌[16]。研究人员通常将CRUD抽象为由均匀排布的蒸汽通道和固体区域组成的结构（见图1），固体和蒸汽通道分别通过导热和对流换热与冷却剂交换热量[17]。

图1　CRUD形貌模型示意图[16,17]

综合考虑导热和对流换热，参考文献［18］给出了CRUD总换热系数的求解公式：

式中：crud——CRUD总换热系数，W/（m2·k）；

solid——固体区域换热系数，与镍铁比相关，W/（m2·k）；

fluid——蒸汽通道换热系数，W/（m2·k）；

——冷却剂压力，Pa；

——冷却剂温度，K；

crud——CRUD温度，与厚度和主流体硼浓度相关[15]，K；

下标：max和min——蒸汽通道直径的最大值和最小值，m。

考虑CRUD效应的PCI分析流程如图2所示。在ELI、URPW和RD工况下，将CRUD总换热系数作为COPERNIC程序的可变输入参数进行PCI分析，并与未考虑CRUD效应的PCI分析结果对比，量化CRUD对PCI裕量的影响程度。

图2　考虑CRUD效应的PCI分析流程图

2　分析结果及讨论

2.1　评价标准

在现有的PWR运行Ⅱ类事故工况PCI热工分析过程中，通常会以功率峰值与超温超功率保护裕量作为主要的评价标准，随着CRUD的厚度增加，堆芯的换热性能也受到影响，并影响瞬态功率峰值与超温超功率保护功能裕量。

超温超功率保护功能是通过反应堆压力容器进出口温差与平均温度的差值（D）作为触发保护功能的主要参数，超温D保护确保堆芯不会出现偏离泡核沸腾（DNB）、堆芯热通道出口含汽率不超出 DNB 关系式的上限且压力容器出口流体温度不能达到饱和；超功率D保护确保无燃料芯块熔化。其中超温超功率保护功能计算如式（8）所示。

——实际泵转速，r/min；

——拉普拉斯变换符号；

当测量的温差大于保护通道输出值时，反应堆将停堆。因此在对事故工况典型瞬态结果分析过程中，通常对核功率，稳压器压力，平均温度，触发超温超功率保护的裕量进行分析，评价始发事件的影响。

2.2　分析结果

采用考虑CRUD效应的PCI工况对某PWR进行了Ⅱ类事故工况PCI分析，结果如图3～图9所示。

ELI工况通过蒸汽负荷增加带来扰动，瞬态过程考虑不同CRUD厚度的功率与超温保护通道阈值如图3、图4所示。

图3　考虑CRUD效应的ELI瞬态反应堆功率

瞬态过程中反应堆功率上升4%，并在60 s后达到稳定，由于瞬态功率变化不大，不同CRUD厚度下的超温保护通道阈值偏差并不大，在瞬态开始后先上升后下降，但不会触发保护功能。可见CRUD对ELI工况的影响较小。

RD工况中，反应堆功率在调节过程存在一定波动，不同CRUD下一回路的主要参数如图5～图7所示。

图4　考虑CRUD效应的ELI瞬态超温保护通道阈值

图5　考虑CRUD效应的RD瞬态反应堆功率

图6　考虑CRUD效应的RD瞬态稳压器压力

图7　考虑CRUD效应的RD瞬态平均温度

由于RD工况与ELI工况不会触发保护阈值，因此主要关注不同CRUD对一回路的热工参数的影响，瞬态发生60 s内主要参数的波动趋势基本一致，但由于CRUD导致的堆芯换热性能差异逐渐累积，堆芯平均温度的差异逐渐增大，并通过负反馈影响反应堆功率，随着平均温度与核功率的偏差扩大，稳压器压力也在100 s后产生明显偏差。这表明，CRUD对RD工况的一回路主要热工参数有明显影响，该影响有一定的累积效应。

URWP工况在瞬态过程中会触发超温保护功能，不同CRUD下反应堆功率与超温保护通道触发阈值如图8、图9所示。

图8　考虑CRUD效应的URWP瞬态反应堆功率

图9　考虑CRUD效应的URWP瞬态超温保护通道裕量

URWP工况发生后反应堆功率持续上升，超温保护通道触发阈值降低并在18 s附近达到0 ℃，触发保护功能导致反应堆停堆。考虑CRUD后超温保护信号触发时间提前0.53 s，这表示在考虑了CRUD后，保护信号触发时间相对更加保守。

在触发停堆信号后，反应堆功率开始下降，由于CRUD的影响，换热性能的差异影响一回路的主要参数，导致考虑了CRUD的核功率在瞬态过程中存在明显偏差。通过瞬态分析认为CRUD对URWP工况的保护功能触发时间与一回路主要热工水力参数都有显著影响。

研究结果表明，在热工分析出发考虑CRUD后，Ⅱ类事故工况的PCI保护裕量随着CRUD厚度增长持续降低。实际运行的PWR检测数据表明，CRUD厚度从10 µm到100 µm不等[20,21]，因此不可忽视CRUD对PCI裕量的影响。

2.3　对分析结果的讨论

结合CRUD对PCI二类事故瞬态的热工参数进行分析，结果表明考虑CRUD对PCI部分事故分析的热工参数与保护信号影响显著。但要对运行的PWR开展PCI受CRUD影响的评估工作，还需要在以下方面开展更深入的研究：

（1）CRUD总换热系数与厚度、主流体硼浓度和孔隙率相关，这三个参数随PWR运行情况发生变化[16]，需要开发可模拟CRUD总换热系数随PWR运行状态变化的热力学模型；

（2）燃料组件轴向的CRUD形貌存在差异[22]，在选定PCI风险最大的燃料棒后，还需要考虑轴向CRUD形貌差异对PCI的影响；

（3）新入堆燃料组件和旧组件的CRUD形貌、厚度及轴向分布均不相同，且旧组件的CRUD会逐渐迁移到新组件[16]，需考虑CRUD迁移对选择PCI最大风险点准确性的影响。

3　结论

本文通过压水堆Ⅱ类事故工况，从热工参数出发分析了燃料棒破损风险与污垢厚度的关系，得到如下结论：

（1）热工参数的分析表明，CRUD对PCI事故分析的影响不可忽视，对URWP的保护功能有显著的影响；

（2） CRUD通过对燃料包壳与冷却剂之间的换热系数的作用影响PCI裕量，此换热系数与CRUD厚度、孔隙率及主流体硼浓度变化情况相关；

（3）对实际运行的PWR进行PCI风险评估，还需要考虑轴向CRUD分布和CRUD在各燃料组件之间迁移对PCI最大风险点选取的影响。

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Study of the CRUD Effect on Thermal Response under PWR PCI Condition Ⅱ Accidents

CHEN Tianming，HU Yousen，MENG Shuqi，HU Yisong，XIONG Kun

（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen of Guangdong Prov. 518000，China）

The CRUD (Chalk Rivers Unidentified Deposit) effect on the fuel rod damage risk under PWR condition Ⅱ accidents has not been considered in the current PCI analysis. In order to clarify the mechanism and influencing level of CRUD on the fuel rod damage, the correlation between the fuel rod damage risk and the CRUD thickness under PWR condition Ⅱ accidents was given from the simulation result of SMART, COPERNIC, CANTAL and THEMIS, series of PCI analysis codes. Research result with thermal analysis illustrates that under the process of wick boiling inside CRUD, the fuel rod damage risk will increase because of the drop of heat transfer coefficient between coolant and fuel cladding. The theoretical and statistical supporting for a more comprehensive methodology for PCI analysis under PWR condition Ⅱ accidents could be obtained via this work.

PWR; Condition Ⅱ accidents; PCI (Pellet Cladding Interaction); CRUD (Chalk Rivers Unidentified Deposit)

TL38

A

0258-0918（2022）06-1253-07

2022-03-05

国家自然科学基金（U20B0211，针对堆芯氧化腐蚀产物材料-热工-中子行为的多物理耦合机理）；国家自然科学基金（52171085，模拟压水堆一回路冷却剂中燃料包壳管表面污垢沉积行为与机理研究）；国家重点研发计划（2018YFB1900100，分层熔池内外耦合传热特性数值模拟研究）

陈天铭（1993—），男，广东深圳人，工程师，硕士，现主要从事反应堆热工水力及瞬态分析研究

胡友森，E-mail：huyousen@cgnpc.com.cn