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小型模块化压水堆环形燃料堆芯模型建立与安全性能研究

2019-06-20孙文钊李彦霖李思远何晓军

科技视界 2019年12期

孙文钊 李彦霖 李思远 何晓军

【摘 要】本文以RELAP5/MOD3程序为基础,构建了100MWe小型模块化压水堆,以及相应的棒状燃料,环形燃料两种堆芯的安全分析模型,并开展了稳态工况下两种堆芯的安全性能分析。分析结果显示,对于100MWe的小型模块化压水堆,环形燃料堆芯比棒状燃料堆芯具有更高的安全性能。

【关键词】模块化压水堆;堆芯模型;RELAP5;环形燃料

中图分类号: TL426 文献标识码: A 文章编号: 2095-2457(2019)12-0008-003

DOI:10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.12.004

【Abstract】In this paper, the solidity fuel and the annular fuel safety analysis model of 100MWe modularization reactor are constructed based on RELAP5/MOD3 program, and the safety analysis under steady-state are carried out. The analysis results show that the annular fuel is safer than the solidity fuel in the 100MWe modularization reactor.

【Key words】Modularization reactor; Reactor core model; RELAP5; Annular fuel

0 引言

随着全球核电的发展,越来越多的国家逐步关注小型核电站的开发和应用。目前,国际先进的一体化小型堆多处于研发和设计阶段,我国立足于国内现有压水堆核电技术,制定了小型堆发展战略[1]。

环形燃料由美国麻省理工学院在21世纪初提出[2-3],但中国后来居上,在环形燃料方面的研究达到了世界先进水平[4]。国内于2011年11月发表了《环形燃料综合性能分析研究报告》。涵盖了环形燃料概念设计,环形燃料热工水力分析,堆芯物理性能分析,稳态辐照性能分析,环形燃料堆芯安全性能分析,环形燃料堆芯元件制造可行性研究,核电厂采用环形燃料经济性分析等研究内容,从各个方面较为全面地分析了环形燃料的工程性能。

小型模块化反应堆目前处于概念设计阶段,其特点是:反应堆的压力容器内布置紧凑,堆芯的高度和直径远小于大多数国内投产的商用压水堆;在压力容器内部,燃料棒顶端布置有2台直流蒸汽发生器;将蒸汽发生器置于压力容器内部,可以增加堆内空间的利用率,减小反应堆一回路的占用体积,但堆内的压力容器内部的高温高压环境会降低蒸汽发生器的使用寿命,增加了设备成本和安全隐患。本工作中,小型模块化反应堆的热功率初定为385MW,两环路一回路冷却系统。

1 软件简介

轻水反应堆瞬态分析程序(RELAP)由美国核管理委员会(Nuclear Regulatory Commission)的爱达荷州国家工程实验室(Idaho National Engineering Laboratory)开发,其功能是分析轻水反应堆(LWR)系统中所有的瞬态和假定事故[5],包括小、中、大破口失水事故(LOCA)以及全部的操作瞬变。现在的RELAP5可用于模拟各种液压,热瞬态的非核系统,工质包括蒸汽,水,不可冷凝气体和溶质的混合物。

本次模拟冷却剂流动主要求解水动力学两流体微分方程:基本场包括两相质量连续性方程,两相动量方程和两相能量方程。方程以时间和一维坐标变化為自变量,以体积平均变化量为应变量[6]。

1.1 质量连续性方程:

上述两方程来自一维相位质量方程。一般来说流量不包含质量源,且液体产生相是蒸汽产生相的负值(认为产生的液体均由气体液化而产生),即

1.2 动量守恒方程:

RELAP5中动量守恒方程的应用并不复杂,上述两方程来自于一维动量伯努利方程的简化:忽略雷诺应力、假定界面压力等于相位压力、忽略协方差项、忽略界面动量储存、忽略相位粘性应力。可用于稳定,不可压缩和无摩擦的流体流动情况。在反应堆安全分析中,质量守恒和能量守恒相较于动量守恒有着更高的重要性,特别是在诸如冷却剂泵等有大量动量的源和汇相交合的区域。使用更原始,更简单的动量守恒方程也可以使反应堆数值方案的开发更加便利。所以可以采用这种简化。

上述方程中,等式右侧项按顺序分别是压力梯度、体力(重力和水泵压头)、壁面摩擦力、由界面质量传递引起的动量传递、边界摩擦阻力、虚拟质量引起的力。

1.3 能量传递方程

上述两方程演变自一维能量方程,并进行了以下简化:忽略雷诺热通量、忽略协方差项、忽略界面能量储存、忽略内部相间传热。在方程中, 是每单位体积的相间壁面热传递效率,两者绝对值之和为总的相间壁面热传导效率。上述两方程中两相间质量传递相关的焓 可以满足汽——液界面处能量跃迁条件。

2 模型建立方法及数据选取

建立小型模块化反应堆压力容器的RELAP5/MOD3计算模型,绘制出堆芯结块图如图1

如RELAP5结块图所示,冷却剂由堆芯入口时间控制体(250)流入,小部分冷却剂(约占5%冷却剂总流量)流经压力容器入口端上升段旁流(100)、上封头(170),最终流入堆芯出口连接体(168);大部分冷却剂(约占95%冷却剂总流量)流经压力容器下降段(110)、下腔室下封头(120)、堆芯(130、140、150)、堆芯出口连接体(160),最终流入堆芯出口连接体(168),与剩余小部分冷却剂交汇后流经堆芯出口的时间控制体(205),最终流出堆芯,流入反应堆一回路。

模块化小型反应堆热工水力输入参数如下表1所示[7-8]:

棒状堆芯建模时,将燃料棒模型沿轴向均分为十个控制单元,模拟燃料棒的轴向导热;由上表可知,燃料的热棒功率因子为1.6,创建功率为热棒功率的单根燃料棒作为对比。

环形燃料堆芯的基本数据取自环形燃料料小堆的概念设计,主要参数如表2所示:

环形燃料组件尺寸为21.463×21.463(cm×cm),上述棒状燃料组件尺寸为21.37×21.37(cm×cm),两种燃料组件尺寸基本相同,建模时可以直接替换,不影响总组件数量[9]。建立模型时,环形燃料组件需建立内外双环,计算内外双环各自的流通面积和流量,分别在内环外壁面和外环外壁面添加热构件,模拟环形燃料传热工况。

3 模型调试运算结果

小型模块化反应堆中棒状燃料热棒温度与平均棒温度随半径分布的曲线如图2所示:

图中棒状燃料平均棒中心温度为1050.3K,热棒中心温度为1378.2K。

小型模块化反应堆中环型燃料的燃料热棒温度与平均棒温度随半径分布的曲线如图3所示:

图中环形燃料平均棒峰值溫度为732.16K,热棒峰值温度为795.12K。

模块化反应堆堆芯棒状燃料,环形燃料温度均较低,原因为模块化反应堆的线功率密度较小,仅为11899W/m,远低于多数商用反应堆。导致堆芯温度较低。

小型模块化反应堆棒状燃料和环形燃料温度对比如图4,图5所示:

环形燃料平均棒峰值温度比棒状燃料平均棒峰值温度低318.14K,环形燃料热棒的峰值温度比棒状燃料热棒峰值温度低619.08K。装载环形燃料的小型模块化反应堆比装载棒状燃料的小型模块化反应堆有更高的固有安全性。

4 结论及分析

本次模拟使用RELAP5/MOD3建立了小型模块化反应堆的堆芯模型,并分别搭载棒状燃料和环形燃料进行稳态调节计算,得到结论:

模块化小型反应堆由于其合理的压力容器内部布置和较低的线功率密度,具有较高的固有安全性,棒状燃料和环形燃料在小型模块化反应堆的稳态情况下均具有良好的安全性能,环形燃料比棒状燃料具有更高的固有安全性。

小型模块化反应堆的线功率密度较低,虽然增加了固有安全性能,但可能导致经济效率偏低,可以考虑在装载高固有安全性的环形燃料时,增加功率以提升小型模块化反应堆的经济性。

【参考文献】

[1]张国旭,解衡,谢菲.小型模块式压水堆设计综述[C].全国新堆与研究堆学术报告会.2014.

[2]Faghihi F, Nezhad M S. Two safety coefficients for a typical 13×13 annular fuel assembly[J].Progress in Nuclear Energy, 2011,53(3):250-254.

[3]Morra P.Design of annular fuel for high power density BWRs[J].2005.

[4]刁均辉,季松涛,韩智杰.压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究[J].原子能科学技术, 2015(8):1374-1379.

[5]relap5输入说明.

[6]The RELAP5 Code Development Team.RELAP5/MOD3 CODE MANUAL VOLUME I: CODE STRUCTURE, SYSTEM MODELS, AND SOLUTION METHODS.

[7]刘晓壮.国内外部分小型压水堆安全特性比较分析[A].1672-5360(2015)01-0056-04.

[8]小型反应堆的发展现状(一).核电厂反应堆.2009.1.

[9]张京,赵守智,郭娅,郭孝威.环形燃料元件小堆的概念设计[J].核动力工程,2015(12).

作者简介:孙文钊(1994—),男,汉族,天津静海人,硕士研究生在读,研究方向为核反应堆安全分析。

*通讯作者:何晓军(1980—),男,江苏金湖人,博士,研究员,研究方向为核反应堆燃料性能与安全分析。