压水堆稳态系统程序开发

习蒙蒙　初晓　蔡容

【摘 要】针对一体化压水堆的具体结构，建立合理的系统模型，利用FORTRAN90语言开发了系统稳态计算程序。利用本程序对满功率强迫循环和30%功率自然循环稳态运行工况下的热工水力特性进行了分析，得到了蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内温度沿轴向高度的分布，冷却剂及燃料元件温度沿堆芯轴向的分布等结果，并利用RELAP5程序进行验证，证明了本程序的可靠性。本程序可以作为一体化压水堆系统的热工水力方案设计，也可用于系统的运行和安全管理。

【关键字】一体化压水堆;稳态计算;热工水力

中图分类号： TL421.1 文献标识码： A文章编号： 2095-2457（2019）30-0004-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.30.002

Development of Steady System Program for Pressurized Water Reactor

XI Meng-meng CHU Xiao CAI Rong

（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory， Nuclear Power Institute of China， Chengdu Sichuan 610213， China）

【Abstract】A reasonable system model was established in the paper to develop the steady thermal-hydraulic analysis code for the integral pressurized water reactor， by FORTRAN90 language. Using the steady analysis code， the steady-state thermal-hydraulic characteristics of both forced circulation and natural circulation are presented in this dissertation. The temperature distribution along the axial height of the coolant， steam generator tubes and fuel elements were obtained. At the same time， the simulated results of the steady analysis code were compared with those of RELAP5 and a good agreement was obtained. The steady analysis code provides important theoretical base for the design， operation and security management of integral pressurized water reactor.

【Key words】Integral Pressurized Water Reactor; Steady-state analysis; Thermal-hydraulic

0 前言

一體化压水堆是一座轻水慢化和冷却的具有非能动安全技术的新型压水反应堆。其一回路系统设备，包括堆芯、蒸汽发生器、主泵等，一体化布置于压力容器内，如图1所示。堆芯由下底板支撑，燃料组件由上部组件压紧，堆芯吊篮和上部压紧部件由上部环形弹簧经反应堆压力容器顶盖压紧。一回路流体由主泵驱动自上而下流经蒸汽发生器，然后经下腔室自下而上流经堆芯、上腔室，再进入主泵，由此构成一个循环回路。蒸汽发生器是具有环形间隙的套管型换热器（见图2）。过冷的二回路流体经给水阀进入给水室，流经给水管水平段、下降段后到达蒸汽发生器底部，再转而向上依次流经蒸汽发生器二次侧传热区域、蒸汽管、蒸汽腔室，最后进入汽轮机做功。

本文针对一体化压水堆布置的结构特点，建立合理的系统模型，开发了稳态热工水力计算程序，并计算分析了强迫循环和自然循环下的稳态热工水力特性。

图1 一体化压水堆系统简图

图2 直流蒸汽发生器结构示意图

1 系统模型

1.1 堆芯模型

堆芯热工水力计算采用单通道模型[1]。停堆后的功率求解采用具有6组缓发中子、考虑燃料多普勒效应和冷却剂密度、空泡等反应性反馈的点堆中子动力学方程。板状燃料元件芯块和包壳的温度场求解采用一维导热模型。

1.2 主循环泵模型

自然循环时，主循环泵不转动，旁通阀自动打开，大部分流体流经旁通阀，只有很少量的流体流经主泵。由于旁通阀和主泵的局部阻力不同，流量按如下关系分配：

W=Wp+Wv（1）

Δpp=Δpv（2）

即

■f■■（3）

由式（1）～（3）可得

Δpp=■f■■（4）

式中：W为流经主泵系统的质量流量（kg/s）;下标p和v分别表示主泵和旁通阀。

描述主循环泵的主要参数有泵的扬程、转矩、体积流量和角速度，通常把由实验得出的这些参数之间对应关系的曲线称为泵的四象限曲线。然而这种模型很难在程序中应用，因为这种模型对泵的特性参数要求过于详细，即使对于一个确定的泵，这些参数很难全部获得或是不准确。本文采用主泵惰转的相似定律模型[2]，得出主循环泵惰转工况下的扬程计算模型。

泵的有效功率Np与扬程Hp和流量W之间存在如下关系：

Np=WHpg（5）

在泵失電惰转情况下，泵的有效功率是由其转子动能的减少提供，表示为：

Np=-Iωη■（6）

式中：I为主循环泵的转动惯量（kg·m2）;ω为主循环泵转速（r/min）;η为运行效率。

根据泵的相似定律，对同一台泵：

■=■（7）

式中：下标o代表额定值。

由式（5）～（7）可以得到惰转工况下泵的扬程表达式：

Hp=-■（■）■■（8）

1.3 稳压器模型

本文所研究的系统采用氮气稳压器，在早期建立的稳压器模型[3]的基础上还考虑了各区在不同条件下所处的状态以及在稳压器内发生的所有重要的热工水力现象。稳压器中的工质分为两个区：氮气区和水区。在建立模型前作如下合理假设：

（1）氮气区与水区之间的质量交换可忽略。

（2）稳压器的总体积保持不变。

（3）氮气区与水区的压力相同。

（4）氮气区和水区的物性不随空间变化。

在上述假设下，基于质量、动量和能量守恒方程，建立了稳压器水位方程、氮气区温度方程、氮气区体积方程和氮气区压力方程等。

1.4 蒸汽发生器模型

本系统采用直流蒸汽发生器，直流蒸汽发生器采用双面加热的管套管结构，具有较高的循环效率[4][5]。一次侧流体在套管内管及套管外管壳侧自上而下流动，二次侧流体在环形间隙内自下而上流动。套管式直流蒸汽发生器二次侧区域的热工水力特性非常复杂。过冷的给水在换热区首先被加热升温，然后发生过冷沸腾、饱和沸腾、烧干和过热。在蒸汽发生器的二次侧可能发生两相流的大部分流型，如泡状流、弹状流、搅拌流、环状流和弥散流。采用一维冷却剂热工水力模型求解一次侧和二次侧各参数，并考虑冷却剂单相和两相状态，其中两相采用漂移流模型[6-7]，建立蒸汽发生器一、二次侧质量守恒方程、动量守恒方程、能量守恒方程、一次侧流量分配方程及二次侧压力方程。

1.5 非能动余热排出系统模型

非能动余热排出系统由余热交换器、水池、连接管道和阀门组成，其主要功能是在反应堆失去正常冷却时，能保证堆芯余热排出。本文采用一维两流体模型分析该系统热工水力特性[8]。

2 程序开发

在建立合理的数学物理模型的基础上，对系统进行合理的控制体和节点划分，采用耦合迭代求解的方法对稳态方程进行数值求解，以FORTRAN90语言为工具，开发了用于一体化压水堆系统强迫循环和自然循环热工水力特性分析的稳态计算程序;自然循环工况下，求解流程如图3所示。程序采用模块化结构设计，各模块之间相对独立，易于修改和扩充。

图3 自然循环工况下程序计算流程图

3 程序验证

分别利用本项目开发的稳态程序和RELAP5对满功率强迫循环和30%满功率自然循环运行工况下的稳态特性进行计算分析。图4、5和图6、7分别给出了蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内的温度场沿轴向高度的分布。

图4 满功率强迫循环稳态运行工况下蒸汽发生器套管段内管一二次侧流体温度场分布

图8和图9分别给出了满功率强迫循环和30%满功率自然循环稳态运行工况下，冷却剂及燃料元件温度场沿堆芯轴向的分布。如前所述，由于采用了堆芯功率沿轴向均匀分布的假定，所以冷却剂温度、燃料包壳温度以及燃料中心温度都随轴向高度线性增大。图中横坐标为零处对应的冷却剂温度为堆芯下腔室的冷却剂温度，即堆芯进口冷却剂温度。从图中可以看出，在满功率强迫循环稳态运行工况下，RELAP5计算所得的堆芯进口温度比本项目开发程序的计算值大3℃左右，因此引起之后的冷却剂和燃料元件温度在轴向同一位置处，总是RELAP5的计算结果比本项目开发程序的计算值高3℃左右。但其变化趋势是一致的，两者所得的堆芯进出口的温度差都是40℃左右。对于30%满功率自然循环稳态运行工况，RELAP5计算得到的堆芯进口流体温度比本项目开发的程序计算所得的值高1.6℃，但RELAP5计算所得的堆芯出口流体温度比本项目程序的计算所得的值高0.8℃。这主要是因为在30%满功率自然循环稳态运行工况下，RELAP5计算所得的一回路自然循环流量为131kg/s，稍高于本项目开发程序所得的129.84 kg/s，所以在同一功率下，两者所得的堆芯出口流体温度的差值小于堆芯进口流体温度的差值。

图5 满功率强迫循环稳态运行工况下蒸汽发生器套管段外管一二次侧流体温度场分布

图6 30%功率自然循环稳态运行工况下蒸汽发生器套管段内管一二次侧流体温度场分布

满功率强迫循环和30%满功率自然循环稳态条件下的蒸汽发生器二次侧压力沿流程的变化趋势分别如图10和图11所示。这里的流程是指从蒸汽发生器入口到出口的整个流动过程，图中横坐标零点对应蒸汽发生器给水入口腔室。从图中可以看出蒸汽发生器二次侧的压力损失主要集中在给水管水平段、下降段和换热段第一段，在满功率运行工况下这一段的压降为1.0MPa左右;由于在蒸汽发生器第三换热段的入口处布置有阻力系数很大的节流件，压力有一个阶跃的下降;之后的压力降很缓慢。同时，从图中可以看出RELAP5和本程序的计算结果符合的较好。

图7 30%功率自然循环稳态运行工况下蒸汽发生器套管段外管一二次侧流体温度场分布

图8 满功率强迫循环稳态运行工况下堆芯平均通道内温度场分布

图9 30%满功率自然循环稳态运行工况下堆芯平均通道内温度场分布

图10 满功率强迫循环稳态运行工况下蒸汽发生器二次侧压力沿流程的变化

图11 30%满功率自然循环稳态运行工况下蒸汽发生器二次侧压力沿流程的变化

4 结论

本文针对一体化压水堆的結构特点，成功开发了一体化压水堆稳态计算程序，并利用大型商用软件RELAP5/MOD3.0对程序进行了验证。计算得到了满功率强迫循环和30%功率自然循环稳态运行工况下蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内温度沿轴向高度的分布，冷却剂及燃料元件温度沿堆芯轴向的分布和蒸汽发生器二次侧压力沿流程的变化趋势。本程序的计算结果均与RELAP5的计算结果符合较好。此结果验证了本程序的可靠性。本程序可应用于新型一体化压水堆在自然循环条件下三重回路系统的热工水力方案设计，也可用于系统的运行与安全管理。

【参考文献】

[1]Hetsroni G.Use of Hydraulic Models in Nuclear Reactor Design[J].Nuclear Science and Engineering.1976，Vol.28（1）：564-576.

[2]杨诗成，王喜魁.泵与风机[M].北京：水利电力出版社， 1990.

[3]Kuridan RM， Beynon TD， A Linearized Non Steady State Model for the Pressurizer of the Safe Integral Reactor Concept[J].Progress in Nuclear Energy.1998，33（4）：421-438.

[4]李满昌，唐传宝.一体化压水堆发展前景[J].核动力工程.1998，19（4）：370-374.

[5]解衡，张金玲，贾斗南，等.直管式直流蒸汽发生器的热工水力特性分析与计算[J].核科学与工程.1997，17（2）：97-102.

[6]Ishii M. One-Dimensional Drift-Flux Model and Constitutive Equations for Relative Motion Between Phases in Various Two-Phase Flow Regimes[R].ANL-77-47.Argonne National Laboratory.1997.

[7]徐济钧，贾斗南.沸腾换热与汽液两相流[M].北京：原子能出版社.2001.

[8]苏光辉，郭玉君，张金玲，等.非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究[J].西安交通大学学报，1995，29：38-43.