高业栋，韩良文，夏星汉，马小春，李 冲，蔡文超

（中国核动力研究设计院，成都 610005）

1980年12月16日，由原二机部西南反应堆工程研究设计院（现中国核动力研究设计院）研究设计的高通量工程试验堆（High Flux Engi⁃neering Test Reactor，简称HFETR）实现了高功率运行。HFETR 是一座低温低压的压力容器式轻水试验堆，采用轻水作冷却剂和慢化剂，以铍为反射层，主要用于燃料元件考验、同位素生产和材料辐照加工等。该堆的二回路冷却剂系统功能是将主冷却剂热量有效导出，为HFETR 各辅助系统及相关设备提供冷却水。发生二次侧水断流事件时，热量无法有效导出，此时需要迅速手动停堆，确保堆芯温度在运行限值以下，防止堆芯熔毁。1981 年2 月9 日，HFETR 在2 600 kW 下运行，由于二次侧水泵故障发生了二次侧水断流事件，控制保护系统发出了“二次侧水流量低”警告信号后2 min，一次水温度上升了6℃，运行人员在判定为二次侧水全部中断事件后，迅速停堆，以保证反应堆安全。HFETR安全分析报告对125 MW功率运行下二次侧水断流停堆后的余热导出进行了分析，同时根据安全分析报告，二次侧水断流事件处理需要运行人员立即手动停堆，操作较为保守。由于设计功率为125 MW，且目前HFETR已完成高浓铀燃料向低浓铀燃料转换［1］，由于燃料及装载的变化，现HFETR 以80 MW 的实际功率运行。根据目前实际运行工况分析研究事件处理流程，如果机组可以减少人为干预，则可以降低人因操作失误引入的安全风险。因此，本文假定了HFETR 80 MW 功率运行下二次侧水流量衰减后运行人员不手动干预的前提，仅依靠反应堆保护系统使其自动停堆，计算燃料元件壁温是否会超过允许运行限值，以补充安全分析报告二次侧水流量衰减事件的安全分析，为事件处理提供一定参考依据。

1 系统及模型简介

功率运行中，HFETR 的一次水由压力容器上部的主管道进水管嘴流入，通过流体分配器进入压力容器上部空间，其中，绝大部分冷却剂在围桶内向下流过堆芯、栅格板以及冷却堆芯的各部件，小部分（约200 t/h）冷却剂通过围桶锥桶上的38个迷宫、锥桶、7个电离室导管之间的环隙，流入围桶与压力壳之间的内部热屏蔽、7个内部电离室孔道外的空间、冷却内部热屏蔽、电离室及压力容器。这两部分冷却剂在栅格板以下空间汇合，通过压力容器下筒节处的主管道出水管嘴流出压力容器。之后，一次水冷却剂通过与主管道相连的热交换器，将热量传输给二次侧水，接着，经主泵返回压力容器。各热交换器及主泵并联在堆的进出口母管上。二次侧水为开式系统，从江河中抽取并在换热后排放至江河。

根据HFETR 回路系统结构［2，3］，本文基于RELAP5［4］建立了HFETR 的回路系统模型，对该模型的计算结果与实际运行数据、试验数据以及HFETR 专用程序的计算结果进行了对比，结果表明RELAP5 程序完全可用于分析HFETR的事故工况［5-7］。HFETR 回路系统的RELAP5节点图划分如图1所示。该模型采用单通道模型分析燃料元件的热工安全［8］，将堆芯冷却剂通道划分为燃料元件热通道、燃料元件平均通道、间隙通道及内热屏蔽与围桶之间的通道。由于反应堆在额定功率运行时，自动棒自动补偿反应性。停堆后由于控制棒下插所引入的负反应性远大于燃料、冷却剂等热物理参数变化所引入的反应性，因此，本模型在额定功率运行下及停堆后不考虑堆芯燃料、冷却剂等热物理参数变化所引入的负温度反馈效应。

本文对二次侧水系统进行了简化处理，控制体206 和214 作为二次侧水系统的温度边界值，部件207 用于控制二次侧水流量，部件152和210 分别代表主热交换器［9］的一次侧水及二次侧水。

2 模型验证

本文所用的HFETR 反应堆的RELAP5 数值模型已经对系统主流量、进出口压力等系统参数以及LOCA、外电失电、流量反转事故等进行过验证及分析［5-7］，模型准确性良好。同时，本文也根据目前典型夏季及冬季运行参数，在RE⁃LAP5中对80 MW稳态工况进行了模拟计算，用于验证模型的准确性，表1给出了RELAP5稳态计算时所用到的输入参数值。

图1 HFETR反应堆RELAP5节点图Fig.1 RELAP5 node diagram of HFETR reactor

基于上述输入参数，模拟的HFETR 80 MW运行参数及实际运行参数见表2。由表2 可见，模拟计算结果与实际运行参数吻合较好，证明了该模型可用于后续瞬态计算分析。

表2 模拟的反应堆出入口温度运行参数与实际运行参数Table 2 Simulated reactor inlet and outlet temperature operating parameters and actual operating parameters

3 二次侧水流量衰减瞬态计算分析

3.1 事件序列及边界条件设定

当反应堆二次侧水流量衰减及断流时，假设反应堆运行人员不手动干预停闭反应堆，当反应堆一次侧水出口温度达到保护整定值（65 ℃）时，控制保护系统将自动触发停堆保护信号，反应堆停闭。基于此，本文假设的二次侧水流量衰减事件序列为：

（1）反应堆在80 MW功率下运行；

（2）二次侧水流量衰减事件发生后，运行人员不手动干预，反应堆继续以80 MW功率运行；

（3）当反应堆出口温度达到65℃时，控制保护系统触发自动停堆；

（4）二次侧水流量衰减30 min 后，人为干预，保证反应堆余热导出。

根据以上事故序列，相应的RELAP5模型中假设的瞬态条件为：

（1）在1 000 s 之前，反应堆处于80 MW 功率运行；

（2）1 000 s 时，二次侧水流量衰减，反应堆继续以80 MW功率运行；

（3）当反应堆一次水出口温度达到65℃时，触发停堆保护信号，反应堆停堆；

（4）2 800 s计算终止。

3.2 系统参数计算结果

基于上述条件，本文以冬季运行参数对二次侧水流量衰减事件进行模拟计算，分别计算了二次侧水流量衰减至原来的20%、10%、5%及二次侧水断流。

图2给出了二次侧水流量衰减后反应堆功率随时间的变化。从图2 中可看出，在1 000 s 之前，反应堆处于80 MW 稳态运行工况，二次侧水流量衰减至原来的20%、10%、5%及二次侧水断流所对应的停堆时间分别为1 266 s、1 228 s、1 214 s 及1 202 s，即二次侧水流量衰减越多，换热越慢，一次水温度上升越快。之后控制保护系统触发反应堆自动停堆，功率迅速下降。

图2 反应堆功率随时间的变化Fig.2 Changes in reactor power over time

图3的（a）、（b）、（c）、（d）分别为二次侧水流量衰减至原来的20%、10%、5%及断流后反应堆一次水出入口温度随时间的变化。从图中可看出，在1 000 s 之前，反应堆处于80 MW稳态运行工况；在1 000 s 时，二次侧水流量衰减，反应堆保持80 MW 运行。此时由于热交换器出口至反应堆入口的一次水温度较低，反应堆出入口温度并不会立即上升。大约经过30 s，反应堆出入口温度开始上升。反应堆一次水出口水温达65℃时，反应堆通过保护系统自动停堆，之后一次水入口温度上升、出口温度下降，直至一次水出入口温度相近。图3 的（a）、（b）、（c）表明，只要二次侧水还有一定的流量，能够带走一定的热量，反应堆一次水温度都会下降。到2 800 s 时，二次侧水流量衰减越少，一次水出入口温度越低。当二次侧水发生断流后，一次水中的热量无法有效导出，由于剩余释热的存在，一次水温度还会缓慢上升，到2 800 s 时，反应堆一次水入口及出口温度分别为60.0℃、60.26℃。

图3 反应堆一次水出入口温度随时间的变化Fig.3 Variation of reactor's primary loop inlet and outlet temperature

3.3 元件壁温瞬态计算结果

由于HFETR 燃料元件套管内各流道为闭式通道，与其他流道无质量、动量和能量交换，故直接在RELAP5中采用单通道模型计算燃料元件热通道中的各层燃料套管温度，即图1中的部件601～609。由于各层燃料套管之间存在肋，还需考虑肋的存在对包壳壁温的影响，同时还需要考虑工程热点因子对包壳温度的影响。本文所采用的肋下温升和热点工程因子温升计算方法见文献［10］～文献［12］。本文根据选用的运行参数计算在80 MW 运行稳态运行工况下肋下温升和工程因子温升最大为35℃。将RELAP5计算的热盒元件最大壁温加上该工程因子温升来考虑肋下温升及工程热管热点因子等影响因素，计算发现反应堆热盒元件的最大壁温位于第5层燃料套管。图4给出了反应堆热盒元件最大壁温随时间的变化，图中二次侧水流量衰减对燃料元件壁温达到最大值的时间有影响，二次侧水流量衰减越多，燃料元件壁温更快达到最大值。与停堆时间相对应，二次侧水流量衰减至20%、10%、5%及二次侧水断流，分别在1 266 s、1 228 s、1 214 s 及1 202 s 时包壳壁温达最大值，其包壳最大壁温见表3。由于反应堆的停堆保护参数为一次水出口温度，一旦一次水出口温度大于65℃，反应堆即自动触发停堆信号，在堆芯布置相同的情况下，二次侧水流量的变化仅会影响停堆的时刻，停堆时一次水出口温度都为65℃，即包壳最大壁温应都相同，而模拟计算中由于计算步长及精度的设置，包壳最大壁温并不完全相同，但不同二次侧水流量情况下的包壳最大壁温都在174.7～174.8℃，均小于允许运行限值（195℃）。

表3 不同二次侧水流量情况下的包壳最大壁温Table 3 Maximum temperature of clad under different decay flow of secondary coolant

图4 表明，触发保护停堆后，燃料元件表面壁温将快速下降。只要存在二次侧水流量，燃料包壳壁温都可以保持有效冷却，不会超过允许运行限值；当二次侧水完全断流时，最终热阱丧失，在衰变热的影响下，燃料元件温度将缓慢升高，到2 800 s，即二次侧水断流发生30 min 后，热盒元件的最大壁温为97.30℃，仍小于允许运行限值，反应堆仍处于安全状态。

图4 燃料元件表面最高壁温随时间的变化Fig.4 Variation of maximum temperature of clad

3.4 小结

通过计算分析可知，当发生二次侧水流量衰减时，运行人员不手动干预，通过保护系统中的反应堆一次水出口温度高保护信号，反应堆可自动停闭，此时燃料元件壁温达到最高值174.7～174.8℃，后续的衰变热也可被有效导出，反应堆处于安全状态；当发生二次侧水断流后，燃料元件最大壁温约达174.8℃，在不进行人为干预的情况下，30 min后燃料元件壁温为97.30℃，均小于允许运行限值（195℃），反应堆也处于安全状态。

4 结论

本文基于RELAP5 程序，对HFETR 反应堆二次侧水流量衰减进行了瞬态数值模拟及安全分析。结果表明，HFETR 反应堆在80 MW 额定工况运行时发生二次侧水流量衰减后半小时内不进行人为干预，仅依靠反应堆保护系统自动停堆，燃料元件的壁温最大值为174.7～174.8℃，小于允许限值（195℃），即使二次侧水完全断流，在30 min 内运行人员可不进行任何操作，反应堆仍处于安全状态，可避免人因误操作而引入安全风险。