HTR-10一回路流量变化试验的模拟

陈福冰，董玉杰，张作义，郑艳华，石 磊，李 富

(清华大学核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京100084)



HTR-10一回路流量变化试验的模拟

陈福冰，董玉杰，张作义，郑艳华，石 磊，李 富

(清华大学核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京100084)

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆。一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一，该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能，也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况，利用THERMIX程序对一回路流量变化试验进行了模拟，分析了反应堆主要参数的变化。关于反应堆功率，计算结果与试验结果符合得很好，证明程序能够满意地再现HTR-10在该试验中的动态特性。试验过程中，燃料元件中心最高温度始终低于1230 ℃的温度限值。

10 MW高温气冷实验堆；一回路流量变化试验；THERMIX；程序验证

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆，由清华大学核能与新能源技术研究院设计、建造和运行。HTR-10于2000年4月进入调试阶段，并在2003年1月实现满功率运行。

在HTR-10 的初期调试和后续运行过程中，主要采用三种控制手段来进行功率调节： 1) 调节控制棒棒位以改变反应性；2) 调节主氦风机转速以改变一回路氦气流量；3) 调节主给水泵转速或给水阀开度以改变二回路给水流量。为验证和确认以上调节和控制手段的可行性和有效性，在HTR-10上完成了三个动态特性试验，分别通过改变反应性、改变一回路氦气流量和改变二回路给水流量来实现[1]。通过上述试验，记录了HTR-10的瞬态响应特性，证明了反应堆的功率自调节性能。同时，试验也为系统分析程序的验证提供了实测数据。利用球床式高温气冷堆热工计算和事故分析程序THERMIX，对HTR-10一回路流量变化试验进行了模拟，分析了反应堆主要参数的变化，从机理上加深了对试验过程的理解。通过分析结果与试验结果的对比，程序对HTR-10一回路流量变化动态特性的模拟能力得到了证明。对于反应堆功率，计算结果与试验结果符合得很好。

1 试验简介

作为一座球床模块式高温气冷堆，HTR-10使用包覆颗粒燃料构成的全陶瓷型球形燃料元件，以氦气为冷却剂、石墨为慢化剂[2]。HTR-10的一回路系统采用肩并肩的布置方式，主要包括反应堆、蒸汽发生器、主氦风机和热气导管，如图1所示。

图1 HTR-10的一回路系统Fig.1 Primary system of HTR-10

HTR-10的主氦风机是一台立式循环风机，安装在蒸汽发生器的上部。风机的壳体与蒸汽发生器的壳体用法兰连接，同时风机的进气管与蒸汽发生器的出气管插接形成一体化布置。正常运行工况下，主氦风机的功能是驱动一回路氦气完成循环，将堆芯的热量带到蒸汽发生器。主氦风机与其驱动电机同轴，通过一个变频器给风机供电。功率调节时，主氦风机的转速正比于变频器的输出频率。变频器频率变化1 Hz，风机转速变化60 rpm。而一回路氦气流量则通过主氦风机的转速和输入功率等变量的测算得到，它基本正比于主氦风机的转速[3]。风机转速可在10%～100%额定转速范围内调节，这样氦气流量可以满足反应堆各种运行工况的要求[4]。

一回路流量变化试验开始前，HTR-10在3 MW功率水平下稳定运行，氦气冷却剂入口和出口温度分别为196 ℃和620 ℃。试验方法是：首先将主氦风机的转速增加至初始转速的105%，这样一回路氦气流量也按比例增为初始流量的105%；待反应堆达到稳定并运行一段时间后，再将风机转速调节至初始值，使得一回路氦气流量降至初始值[1]。试验过程中，控制棒棒位和二回路流量均保持不变，而实际测算得到的一回路氦气流量变化如 图2 所示。

图2 试验过程中一回路流量的变化Fig.2 Primary mass flow variation during the test process

2 分析方法

对HTR-10一回路流量变化试验进行模拟的工具是THERMIX程序，该程序是一个模块化的软件包，用于分析球床式高温气冷堆在正常运行和事故条件下的热工安全行为[5]。程序主要包括四个模块：堆内固相导热、堆内气相对流、中子动力学和一回路系统。各程序模块有明确的分析目标及边界，既能独立运用，又能相互耦合以满足主程序的调用及协调。在反应堆各种功率范围下，包括停堆后余热排出的动态过程中，程序都能对反应堆的主要部件，诸如球床堆芯、石墨反射层、碳砖，以及一回路系统各部件的温度和流场等热工参数作详细的分析计算。目前，正在利用HTR-10大量的运行和试验数据，对THERMIX开展深入的验证工作，从而对高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的设计和分析提供支持[6]。

结合HTR-10的实际结构，建立了适用于THERMIX的计算模型，如图3所示。计算模型在柱坐标系下建立，取堆芯中轴线和燃料球自由堆积面的交点为坐标原点，以半径增大方向为径向坐标的正方向，以向下方向为轴向坐标的正方向。模型描述了球床堆芯、冷氦气联箱、热氦气联箱、侧反射层冷氦气孔道、控制棒孔道等堆内冷却剂流道。

图3 HTR-10反应堆计算模型Fig.3 Calculating model of HTR-10 reactor1) 球床堆芯；2) 底反射层上部流道；3) 底反射层下部流道；4) 热氦联箱；5) 堆芯上部空腔；6) 不流动区； 7) 压力壳外底部空腔；8) 堆底环形流道；9) 堆底绕流流道；10) 冷氦流道；11) 卸料管入口；12) 控制棒孔道出口；13) 控制棒孔道；14) 冷氦联箱；15) 小联箱； 16) 氦气入口；17) 压力壳内环形流道；18) 顶反射层流道；19) 钢件漏流区

3 模拟结果

基于前述计算模型，结合试验前初始参数，以试验过程中一回路流量的比例变化为主要输入条件，利用THERMIX程序对HTR-10一回路流量变化试验进行了模拟。

从图2可以看到，试验开始后的前100 s，一回路氦气流量维持稳定，因此这段时间内反应堆功率也维持不变。在100 s至200 s时间段内，氦气流量增加至初始流量的105%。流量的增加使得反应堆一回路系统排热增加，因而堆内燃料平均温度开始降低，如图4所示；同时，计算表明石墨反射层的温度在试验过程中几乎不变。虽然燃料平均温度的减少量很小，但是HTR-10很强的温度负反馈效应仍然向堆内引入了大约8.6×10-5Δk/k的正反应性，如图5所示。在正反应性的作用下，反应堆功率上升很快，如图6所示。

图4 燃料平均温度的计算结果Fig.4 Calculation results of the fuel average temperature

图5 堆内总反应性的计算结果Fig.5 Calculation results of the total reactivity in the reactor

图6 试验过程中反应堆功率变化Fig.6 Reactor power variation during the test process

试验结果和计算结果均表明，试验开始后230 s，堆功率增幅达到最大，为230 kW。反应堆功率的增加会阻止燃料平均温度的进一步降低，因而后者在达到最小值后开始上升；而燃料温升和负反应性温度系数的联合作用使得堆内的总反应性开始下降。这样，反应堆功率达到峰值之后也开始下降，并带动燃料平均温度回落。最后，堆内的总反应性维持在零，反应堆功率和燃料平均温度停留在各自的稳定值上。在450 s至1000 s时间段内，试验结果和计算结果均表明，反应堆功率的稳定值约为3195 kW；同时，计算得到的燃料平均温度只比初始值有微小的增加。

反应堆稳定运行至1000 s时，堆内热工参数已经重新达到平衡。在1000 s至1100 s时间段内，调节主氦风机转速，使得氦气流量从105%初始值重新回到100%初始值。从图4、图5和图6可以看到，氦气流量降低引发的动态过程和前面流量增加的动态过程正好相反。试验结果和计算结果均表明，试验开始后1140 s，堆功率降幅达到最大，为240 kW。通过氦气流量、燃料平均温度和反应堆功率三者的相互作用，堆内总反应性最后维持在零，而功率和燃料平均温度也基本回到初始值。

从试验过程中反应堆功率的变化来看，功率峰值、谷值相对于流量变化具有大约30～40 s的时间滞后。THERMIX 程序的模拟结果和试验结果符合得非常好，能够很好地再现HTR-10在该试验中的动态特性。计算结果表明，燃料元件中心最高温度在整个试验过程中不超过834 ℃，因而始终低于1230 ℃的温度限值，如图7所示。

图7 燃料元件中心最高温度的计算结果Fig.7 Calculation results of the maximum fuel center temperature

4 结论

一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一，该试验不仅研究了反应堆的瞬态响应特性，也为系统分析程序的验证提供了实测数据。

利用THERMIX程序对HTR-10一回路流量变化试验进行了模拟，通过分析可知，氦气流量的变化对反应堆功率的影响比较显著。由于这种影响是通过燃料和慢化剂的温度负反馈效应来实现的，因此功率峰值、谷值相对于流量变化具有大约30～40 s的时间滞后。氦气流量增加和降低引发的动态过程正好相反，HTR-10很强的自调节性能使得反应堆功率最后维持在初始值。反应堆功率变化的计算结果和试验结果的相互对比表明，THERMIX 程序能够很好地模拟HTR-10 在该试验中的动态特性。试验过程中，燃料元件中心最高温度为834 ℃，距离1230 ℃的限值还有很大的裕量。

[1] HU S, LIANG X, WEI L. Commissioning and operation experience and safety experiments on HTR-10 [C]// Proceedings of 3rd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2006). Oct. 1-4, 2006, Johannesburg, South Africa.

[2] WU Z, LIN D, ZHONG D. The design features of the HTR-10 [J]. Nuclear Engineering and Design, 2002, 218(1-3): 25-32.

[3] 查美生，仲朔平，李胜强，等. HTR-10一回路氦气流量的软测量方法 [J]. 自动化仪表，2004，25(10): 29-30.

[4] 孙栓樑，王瑞偏，胡守印，等. HTR-10 氦循环风机远距离控制系统的设计 [J]. 核动力工程，2001，22(6): 523-525.

[5] GAO Z, SHI L. Thermal hydraulic transient analysis of the HTR-10 [J]. Nuclear Engineering and Design, 2002, 218(1-3): 65-80.

[6] CHEN F, ZHANG Z, ZHENG Y, et al. Current status of the code validation work using the HTR-10 test data [C]// Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2010). October 18-20, 2010, Prague, Czech Republic.

Simulation of the HTR-10Primary Mass Flow Variation Test

CHEN Fu-bing, DONG Yu-jie, ZHANG Zuo-yi, ZHENG Yan-hua, SHI Lei, LI Fu

(Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University,Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology, the Key Laboratory of Advanced Reactor Engineering and Safety,Ministry of Education, Beijing 100084, China)

The 10 MW high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) is the first of its kind in China. The primary mass flow variation test is one of the three dynamic characteristic tests conducted on HTR-10. This test not only verifies the HTR-10 reactor power self-adjustment capability, but also provides measured data for the validation of system analysis codes. Based on actual test conditions, the primary mass flow variation test is simulated using the THERMIX code. Furthermore, main reactor parameters of interest are analyzed. The calculated reactor power agrees well with the test one, demonstrating that the HTR-10 dynamic characteristics can be reproduced satisfactorily by THERMIX. During the test process, the maximum fuel center temperature is always below its limit value of 1 230 ℃.

10 MW high temperature gas-cooled reactor; Primary mass flow variation test; THERMIX; Code validation

2015-12-11

国家重大科技专项经费资助项目(ZX069)

陈福冰(1982—)，男，浙江长兴人，助理研究员，博士，现主要从事高温气冷堆热工水力设计工作

TL333

A

0258-0918(2017)02-0210-05