基于MATLAB的AP1000核电机组反应堆DNBR特性研究

刘建全, 石竟达, 张柳柳, 邱　峰, 贾　浩, 徐婷婷

(上海电力学院 能源与机械工程学院, 上海　200090)



基于MATLAB的AP1000核电机组反应堆DNBR特性研究

刘建全, 石竟达, 张柳柳, 邱峰, 贾浩, 徐婷婷

(上海电力学院 能源与机械工程学院, 上海200090)

摘要:以AP1000核电机组反应堆偏离泡核沸腾比(DNBR)特性为研究对象.针对该反应堆堆芯功率与原型反应堆相比增加较为明显的状况,利用Matlab软件进行了DNBR的计算,并与原型反应堆进行了对比分析.计算结果表明:DNBR与临界热流密度(CHF)不是单纯的线性关系,而是随着轴向距离的增大,先减小后增大;各工况负荷情况的DNBR值均大于原型反应堆的对应值,AP1000反应堆运行安全特性明显高于常规核电机组反应堆;反应堆运行在高功率下的DNBR值明显大于运行在低功率下的DNBR值,反应性引入事故下,堆芯核功率的突然增加容易造成偏离泡核沸腾(DNB);质量流密度、含汽率、压力及进口欠热度等因素均对CHF产生影响,进而影响到DNBR值.

关键词：反应堆; 临界热流密度; 偏离泡核沸腾比; 安全特性

AP1000核电机组反应堆属于第三代先进压水反应堆,堆芯燃料棒平均线功率与原型反应堆相比增加不明显,但堆芯核功率均有明显增加,反应堆堆芯核功率为3 400 MW,燃料组件长度为35.6 cm,堆芯温升为42.6 ℃左右(西屋公司原型1 000 MW压水堆热功率为2 895 MW左右,燃料组件长度为30.5 cm,堆芯温升为30 ℃左右).原型压水堆运行试验过程中出现了局部微沸腾现象,此工况下燃料棒局部温度超过了一回路15.5 MPa对应的饱和温度,[1-5]即存在微沸腾现象.先进反应堆的整体核功率明显增加,但AP1000机组堆芯同等截面尺寸下功率增加了17.4%.为此本文进行了AP1000核电机组反应堆的偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)计算分析,并同原型反应堆计算结果进行了对比分析.

1AP1000一回路主系统设备介绍

AP1000核电机组反应堆冷却剂系统由反应堆和相连的两条环路组成,每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段、两根冷管段,共同组成一条反应堆冷却剂闭式循环回路,稳压器接在其中一条环路上.核反应堆及一回路冷却剂系统见图1.

图1　反应堆及一回路冷却剂系统

热功率(包括主泵产生的热功率)为3 415 MW,堆芯由157个35.6 cm的Robust燃料组件构成,其设计基本上保持了传统压力反应堆(Pressure Water Reactor,PWR)堆芯设计的思想.以17×17 Robust和17×17 XL Robust(No IFM)燃料组件为基础.燃料密度更均匀,计算功率峰因子Fq时不考虑燃料芯块的密实化效应.最大燃耗65 000 MWd/tU.每个环路上的热段管道内径为78.7 cm,冷段管道内径为55.9 cm;其中一个环路上有1根螺旋形稳压器波动管;环路没有交叉段管道;上壳体有2根堆芯出口接管,4根堆芯入口接管,2根直接安注接管.

2反应堆热工水力计算

反应堆如果运行在偏离泡核沸腾(Departure from Nucleate Boiling,DNB)情形下,容易导致燃料棒包壳损毁甚至燃料芯块熔化.为了确保堆芯及燃料包壳的安全,AP1000核电站反应堆设计的准则是DNBR>1.22.[6-10]采用设计值进行计算,反应堆堆芯核功率为3 400 MW,燃料组件长度为35.6 cm,堆芯温升为42.6 ℃,计算方式有以下6种.

2.1　Biasi关系式

Biasi关系式由均匀加热的圆形通道实验数据整理而成,主要用于低含汽率情况,即:

(1)

式中:q0——临界热流密度,W/m2;

D——圆形通道的直径,如果是棒束则应该用等效直径De代替;

G——流体的质量流密度,kg/(m2·s);

xE——计算点的热平衡含汽率;

n——指数,取值分两种情况,当D≥0.01 m时,n=0.4;当D<0.01 m时,n=0.6;

p——单位面积的压力,MPa;

F(p)——与压力相关的两相流动参量.

2.2　w-3公式

w-3公式由西屋电气公司开发,是压水堆最常使用的著名公式,它适用于流动的欠热泡核沸腾和低含汽率的饱和泡核沸腾工况,因而是典型的描述DNB的CHF公式,即:[7-15]

(2)

(0.172 2-1.43×10-8p)×

(3)

(4)

[0.825 8+0.000 341 3(hf-hin)]

(5)

式中:qDNB——临界热流密度,W/m2;

p——压强,Pa;

hf——对应压力下饱和水比焓,kJ/kg;

hin——冷却剂进口处水的比焓,kJ/kg.

2.3　等效直径的计算

反应堆冷却剂通道如图2所示.

图2　反应堆冷却剂通道

等效直径的计算公式为:

(6)

式中:L——两个燃料棒中心的距离,取12.6 mm;

D——燃料棒的直径,取9.5 mm;

A——通流区域的面积;

S——通流区域的周长.

2.4　质量流密度的计算

质量流密度的计算公式为:

(7)

式中:v——冷却剂流速,m/s;

ρ——冷却剂密度,kg/m3.

插值法计算压强p下,饱和水比焓hf(p)以及汽化潜热hfg(p)为:

(8)

(9)

式中:hf(p1),hfg(p1)——压强为p1时的饱和水比焓和汽化潜热;

hf(p2),hfg(p2)——压强为p2时的饱和水比焓和汽化潜热.

2.5　含汽率的计算

热平衡含汽率的计算公式为:

(10)

式中:hout——冷却剂的出口焓,可以用所涉及的插值法计算得到.

2.6　实际热流密度的计算

实际热流密度的计算公式为:

(11)

FRN——径向核热管因子,取值1.35;

E——核裂变能;

FqE——热流量工程热点因子,取值1.03;

Pth——轴向功率基准功率与归一化功率均值的乘积.

3计算结果分析

为了确保计算数据的充分性,本文利用MATLAB软件编写了AP1000反应堆及原型反应堆热工水力计算程序,进行了AP1000与原型反应堆的CHF与DNBR计算.

为了研究DNB的成因以及DNB对堆芯损坏的影响,分别选取了50%,75%,100%核功率工况3种负荷下CHF和DNBR的计算结果进行分析.50%,75%,100%核功率工况下的计算结果见图3,图4和图5,其中热流密度数量基为106.由图3可以看出,DNBR与CHF不是单纯的线性关系,而是随着轴向距离的增大,先减小后增大.燃料棒DNBR沿轴向分布最小的区域,即为燃料棒最薄弱的区域.

通过改变影响DNBR的因素可知,温度对DNB的影响显著.另外,3种负荷下的计算值对比表明,反应堆运行在高功率下的DNBR值明显大于低功率运行时的DNBR值,说明反应性引入事故下,堆芯核功率的突然增加造成DNB的概率大大增加.

图3　AP1000与原型反应堆50%核功率工况下CHF与DNBR计算值对比

图4　AP1000与原型反应堆75%核功率工况下CHF与DNBR计算值对比

图5　AP1000与原型反应堆100%核功率工况下CHF与DNBR计算值对比

4各因素对CHF的影响分析

提高CHF值对于压水堆的安全具有十分重要的实际意义.因此,分析影响CHF的参量和因素,进而获得提高CHF的办法是一个重要的课题.[13-16]本文对CHF产生密切影响的因素,如质量流密度G、含汽率xE和p以及进口欠热度,通过热工水力计算程序计算结果,并对比DNBR进行了分析.

4.1　质量流密度

在欠热泡核沸腾和含汽率很低的饱和泡核沸腾区,流体的扰动随质量流密度的增大而增强,此时,汽泡容易脱离加热面,从而使得CHF值增加.计算结果表明,当质量流密度增加到一定数值之后,CHF随质量流密度的继续增加而增速变缓.分析原因为:在高含汽率的环状流工况下,增加质量流密度会产生较多的液滴夹带,易使加热壁面上的液膜蒸干,从而使CHF减小.但当质量流密度很高时,增加质量流密度又会使CHF稍微增大.在质量流密度较低时,无论在欠热区还是在含汽区,CHF总是随质量流密度的减小而迅速减小.因此,AP1000反应堆随着入口冷却剂质量流密度变化而稍有增加,但变化并不明显.

4.2　含汽率

计算结果表明,临界热流密度总是随含汽率的增大而减小.而且当含汽率越大或压强越高时,含汽率对临界热流密度的影响减弱.AP1000反应堆由于入口温度的变化进一步降低,含汽率较小.

4.3　压　力

对压力变化过程进行了计算.计算结果表明,在低压段,临界热流密度随压力的升高迅速增大,单位面积压力大约在3~7 MPa时,临界热流密度达到最大值,而后又随压力的增加而逐渐减小.AP1000反应堆由于冷却剂压力变化并不明显,因此压力对临界热流密度的影响不大.

4.4　进口欠热度

进口处水的欠热度越大,则在加热面上形成稳定的汽膜所需的热量就越多,即CHF值越高.但当欠热度增大到某一个数值时,热通道中的冷却剂就会发生汽水两相流动不稳定性,导致热通道内冷却剂流量减小,从而使CHF值下降.同样,当进口欠热度小于某一数值时,也会使汽水两相流动出现不稳定性.因此,进口水的欠热度大小,不但会直接影响CHF值,而且还会因汽水两相流动不稳定性而间接影响CHF值.计算结果表明,AP1000反应堆由于入口温度的变化进一步降低,但压力变化并不大,因此进口欠热度对CHF的影响较大.

4.5　通道进口段长度

冷却剂通道尺寸对CHF的影响,通过通道进口长度L与通道直径D的比值来表示,一般来说,L/D值越小,受进口局部扰动的影响越大,因而CHF值越大.当L/D小于50时,L/D值的改变对CHF的影响较大;当L/D值大于50时,L/D值的改变对CHF的影响较小.此外,相同实验条件下,不同形状通道的CHF值也不同.计算结果表明,AP1000反应堆由于冷却剂通道尺寸稍有增加,但变化并不明显.

4.6　加热表面粗糙度

加热表面粗糙度的影响,只是对新燃料元件比较明显.表面粗糙度一方面可以增加汽化核心的数目,另一方面又可以增强流体的湍流扰动,在欠热泡核沸腾和低含汽率的饱和泡核沸腾情况下,这会使临界热流密度值增加.在高含汽率的环状流情况下,加热面粗糙度大,会加强流体的湍流扰动,使加热面上的一层液膜易于变薄,从而加速蒸干的到来.反应堆运行一段时间后,加热面上的粗糙度因受流体冲刷而变小,它对临界热流密度的影响随之变小.计算结果表明,AP1000反应堆燃料元件表面粗糙度变化并不明显,此项因素影响不大.

5结论

(1) DNBR与CHF不是单纯的线性关系,而是随着轴向距离的增大呈先减小后增大的趋势;

(2) 各工况负荷情况下,AP1000的DNBR值均大于原型反应堆的对应值,AP1000反应堆运行安全特性明显高于常规核电机组反应堆;

(3) 反应堆运行在高功率下的DNBR值明显大于运行在低功率下的DNBR值,说明反应性引入事故下,堆芯核功率的突然增加容易造成DNB;

(4) 质量流密度、含汽率、压力及进口欠热度均影响到CHF,从而影响到DNBR值,因此分析DNB特性时应针对各影响因素进行.

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(编辑桂金星)

E-mail: enyu_1981@163.com.

DNBR Characteristics Research Based on the MATLAB on AP1000 Nuclear Power Unit Reactor

LIU Jianquan, SHI Jingda, ZHANG Liuliu, QIU Feng, QIU Rong, XU Tingting

(School of Energy and Mechanical Engineering, Shanghai University of Electric Power, Shanghai200090, China)

Abstract:The characteristics of AP1000 nuclear power reactor departure from nucleate boiling ratio(DNBR) are studied.The reactor core nuclear power increases obviously compared with the prototype reactor,the DNBR is calculated using MATLAB software,and the result is compared with the prototype reactor.The calculation results show that the DNBR and critical heat flux(CHF) density is not of a simple linear relationship,with the increase of the axial distance decreasing first and then increasing.AP1000 DNBR is greater than the prototype reactor under every load conditions,and the security characteristics of AP1000 reactor is significantly higher.The high power DNBR is significantly higher than that of low power.Under the reactor insertion accidents,nuclear power sudden increase is likely to cause departure from nucleate boiling(DNB).The mass flow density,void fraction,pressure and inlet subcooling can affect the CHF which affects the value of DNBR.

Key words:reactor; critical heat flux; departure from nuclear boiling ratio; safety features

基金项目：上海绿色能源并网工程技术研究中心资助项目(13DZ2251900).

中图分类号：TM623; TL411

文献标志码：A

文章编号：1006-4729(2015)06-0505-06

通讯作者简介：刘建全(1972-),男,博士,副教授,山东潍汸人.主要研究方向为核反应堆热工水力特性及汽液两相流.E-mail:Liq8981@sina.com. 简介：姜恩宇(1981-),男,博士,讲师,河南许昌人. 主要研究方向为智能控制算法,信号处理.

收稿日期：2015-03-23 2014-10-15

DOI：10.3969/j.issn.1006-4729.2015.06.001 10.3969/j.issn.1006-4729.2015.06.002