给水扰动下CSR1000堆芯水流量特性研究

周蓝宇　程品晶　李永琦　刘亮

摘 要：以中国超临界水堆（CSR1000）为研究对象，通过程序计算的方法研究了给水流量扰动对反应堆堆芯水流量的影响。研究结果表明，给水流量5%阶跃下降后，第一、二流程冷却剂流量均有下降，反应堆功率下降；给水流量下降会带来多普勒反馈变化，这种变化会引入负反应性。在多普勒反馈中，寿期初变化比寿期末变化小。

关键词：CSR1000；给水扰动；堆芯水流量；多普勒反馈

中图分类号：TL353 文献标志码：A 文章编号：2095-2945（2018）17-0029-03

Abstract： Taking China supercritical water reactor （CSR1000） as the research object， the effect of the disturbance of feed water flow on reactor core water flow is studied by the method of program calculation. The results show that the coolant flow of the first and second processes decreases and the reactor power decreases after the 5% step drop of feed water flow， and the decrease of feed water flow will bring about Doppler feedback change， which will lead to negative reactivity. In Doppler feedback， the change of the beginning of life is smaller than that of the end of life.

Keywords： CSR1000； feed water disturbance； core water flow； Doppler feedback

超臨界水[1]具有良好的热物性，得到了广泛的应用。超临界水堆（SCWR）被认为是目前最具有前途的第四代反应堆堆型之一。同时其技术更好的继承与延伸性[2]与沸水堆结构的相似。目前，中国核动力研究设计院提出了新的概念设计[3]是关于中国超临界水冷堆CSR1000，其堆芯设计及系统研究是国内外研究的热点。它是具有中国自主知识产权的第四代先进核能系统。与普通SCWR堆芯设计不同的是，CSR1000的燃料组件包括四个小的子燃料组件，在组件中央安置十字型控制棒。同时堆芯的冷却剂流程采用由内至外的流动方式，这样可以使堆芯的径向功率更加均匀。但是在堆芯的控制系统设计中，需要考虑到堆芯在扰动条件下的动态特性。给水扰动是堆芯扰动中非常常见的一种扰动情形。给水扰动包括给水流量扰动和给水温度扰动，不同的扰动类型会给堆芯功率带来不同程度的反馈，这将会使得堆芯内的动态特性变得复杂。这里我们仅对水流量扰动进行研究。

1 研究对象

1.1 超临界水堆堆芯系统

CSR1000燃料组件在反应堆压力容器内均匀分布。燃料组件共157个，燃料组件截面[4]如图1所示。燃料组件按照中子能谱的不同分为第一流程组件和第二流程组件。

CSR1000的燃料组件设计[4]采用自主设计的具有十字形控制棒，同时，其在流程设计上采用“先内后外”的流动方式[4-5]，即主给水先流过堆芯内部的一流程组件，后流过堆芯外围的二流程组件。

1.2 超临界水堆堆芯参数

CSR1000的堆芯由轻水冷却和慢化。具体参数如表1所示。

2 计算模型

2.3 反应性反馈

由于CSR1000与日本Super LWR类似，都是水冷型热谱堆。由于超临界压力下，水没有相变，同时温度和密度的相互关系是非线性的。使用慢化剂温度系数和空泡反应系数是不适用于CSR1000的。与此同时，冷却剂密度和燃料温度决定了反应性反馈。选取多普勒反馈作为反应性研究内容。由于空间因素的存在，选取了平均燃料芯块温度作为计算参数。多普勒反馈函数[6]如图2所示。

多普勒反馈从图2看到，多普勒反馈系数是平均燃料芯块温度的函数，这也是由三维堆芯物理设计给出。随着燃料芯块温度的增加，多普勒反馈系数逐渐增加。

3 计算结果及分析

3.1 第一流程给水流量扰动对流量分配的影响

CSR1000的流道系统属于一次通过式冷却系统，给水流量的变化将直接导致堆芯流量的变化。堆芯内两个流程的流量分配直接影响到冷却剂对燃料棒的冷却效果。因此有必要分析流量在堆芯内的分配。设定给水流量阶跃下降至95%，同时保持控制棒位置和汽轮机阀门开度不变。第一流程分配结果如图3所示。

由图3可知，给水流量的降低导致第二流程冷却剂流量的降低。但是第一流程冷却剂流量和第二流程冷却剂流量下降比率不同，第一流程冷却剂流量下降均较小。同时燃料在寿期初和寿期末的不同特性也会对不同流程的流量分配有影响。第一、二流程寿期末的稳定流量比寿期初的稳定流量高。由于是一次通过式冷却循环，给水流量的降低将会直接导致第一流程冷却剂流量的降低。

3.2 第二流程给水流量扰动对流量分配的影响

设定给水流量阶跃下降至95%，同时保持控制棒位置和汽轮机阀门开度不变。第二流量分配结果如图4所示。

由图4可知，给水流量的降低导致第二流程冷却剂流量的降低。但是第一流程冷却剂流量和第二流程冷却剂流量下降比率不同，第一流程冷却剂流量下降均较小。同时燃料在寿期初和寿期末的不同特性也会对不同流程的流量分配有影响。第一、二流程寿期末的稳定流量比寿期初的稳定流量高。

3.3 对堆芯反应堆功率变化的影响

由于在给水流量阶跃下降至95%之后，堆芯内一、二流程的冷却剂分配不利于堆芯安全，因此堆芯内关键参数的反应显得尤为重要。计算结果如图5所示。

如图5所示，反应堆功率变化，寿期初的功率在20秒达到稳定，寿期末的功率出现大幅下降之后逐渐回升，在15秒达到稳定。寿期初的稳定功率比寿期末的稳定功率高。CSR1000冷却剂流量减少的情况下，具有良好的负反应性。

3.4 对多普勒反馈的影响

为了描述平均水密度和燃料芯块温度对反应性反馈的影响。多普勒反馈的归一化计算结果如图6所示。

由图6可知，在流量阶跃下降至95%之后，由于反应堆功率下降，多普勒反馈比例增大。多普勒反馈导致的负反应性，多普勒反馈比例在寿期初比寿期末小，从而功率下降反馈逐渐增大。

4 结束语

针对CSR1000反应堆的给水扰动，通过SCAC-CSR1000程序，对堆芯流量进行计算和特性分析。

（1）给水流量5%阶跃下降后，第一流程冷却剂流量有一定幅度的下降，第一流程MCST上升，反应堆功率下降。CSR1000在冷却剂流量减少的情况下，具有负反应性。

（2）给水流量5%阶跃下降后，第二流程冷却剂流量有一定幅度的下降，第二流程MCST上升，反应堆功率下降。CSR1000在冷却剂流量减少的情况下，具有负反应性。

（3）多普勒反馈中，寿期初变化比寿期末变化小。

参考文献：

[1]张航，吕友军.超临界水循环流化床两相流动特性的数值研究[J].工程热物理学报，2018，39（1）：127-132.

[2]程旭，刘晓晶.超临界水冷堆国内外研究现状与趋势[J].原子能科学技术，2008，42（2）：167-172.

[3]李翔，李慶，夏榜样，等.中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究[J].核动力工程，2013，34（1）：6-8.

[4]Wu P，Gou J，Shan J，et al.Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system[J].Annals of Nuclear Energy，2014，65：390-401.

[5]Shahzad M A， Zhou T， Liu L， et al. Parametric study of CSR1000 thermal hydraulic stability[J]. Progress in Nuclear Energy， 2018， 103：106-113.

[6]Oka Y.， Koshizuka S.， Ishiwatari Y.， et al.Super light water reactors and super fast reactors[M]. New York： Springer， 2010.