《核反应堆热工水力学》第5部分(堆芯稳态热工水力设计)6

第6章堆芯稳态热工水力设计压水堆操纵员基础理论培训——《核反应堆热工水力学》5)主要内容要点5)4)1)2)3)6.1稳态热工设计概述6.2堆芯热工设计参量的分析6.3堆内功率分布不均匀性问题6.4单通道模型的反应堆稳态热工设计6.5子通道分析模型6.6核反应堆热工参量的选择6.1稳态热工设计概述稳态热工设计的范围和任务：（1）确定反应堆所应发出的总热功率；（2）确定反应堆的主要热工流体力学参量；（3）确定堆芯慢化剂和燃料的比例、堆芯结构、燃料元件的尺寸和栅格布置等；（4）进行稳态热工流体力学计算，计算出堆芯在整个寿期内是否能够达到额定功率，确定旁通流量，提出是否要进行堆芯入口处安装节流装置；（5）对已经确定了的反应堆和一回路系统在运行中可预期的瞬态和事故工况进行分析计算，为反应堆保护系统提出各种动作的整定值。6.1稳态热工设计概述堆芯稳态热工设计步骤：（1）根据基本性能要求确定设计指导思想；（2）确定热工设计准则；（3）提出对一回路冷却剂的温度要求；（4）确定整个核动力装置的净热效率，反应堆输出的热功率；（5）确定基本的燃料栅格。（6）选择压力、流量和进出口温度等热工参量；（7）计算出工程热通道因子和冷却剂的旁通流量；（8）进行热工稳态计算，给出冷却剂焓场（温度场）和燃料及包壳的温度分布等；（9）进行热工瞬态性能分析。6.1稳态热工设计概述热工设计和其它专业的关系：（1）热工设计与堆物理设计的关系；（2）热工设计与回路设计的关系；（3）热工设计与堆内结构设计的关系；（4）热工设计与燃料元件设计的关系。6.1稳态热工设计概述热工设计准则定义：为确保反应堆运行安全可靠，预先规定了反应堆冷却系统在热工设计时必须遵守的要求热工设计的依据、反应堆系统设计的原始条件之一、运行规程的边界条件范围：热工设计准则的适用性、发展性和保守性6.1稳态热工设计概述反应堆热工设计的目的在稳态运行、动态变工况以及可预期事故工况下，确保反应堆的安全性保证可靠连续堆芯冷却限制稳态运行、动态变工况以及可预期事故工况下燃料包壳破损极限气密性丧失缺陷<=0.2%燃料与冷却剂直接接触<=0.02%6.1稳态热工设计概述热工水力设计准则燃料元件表面不允许发生沸腾临界DNBR=计算值或实验值/当地热负荷MDNBR正常运行和预期事故条件下，MDNBR=1.3∈0.95;额定功率运行时，MDNBR=1.9；偏离额定功率运行，MDNBR=1.3；反应堆运行功率超过35%，MDNBR=1.18；6.1稳态热工设计概述热工水力设计准则燃料芯块最高温度应低于芯块熔化温度不同类型燃料要求不同UO2陶瓷型燃料熔点2805±15℃UO2陶瓷型燃料熔点受UO比、燃耗以及杂质影响反应堆燃耗深度条件下，2650℃左右T0介于2200-2450℃之间保守估计1800℃6.1稳态热工设计概述热工水力设计准则堆芯流量限制基本原则：保证保守性，安全性冷却流量不小于设计最小值冷却流量不大于最大设计值传热分析取其最小值应力计算选择最大值6.1稳态热工设计概述热工水力设计准则流动不稳定性准则近期反应堆设计允许堆芯内出现沸腾某些通道甚至允许发生容积沸腾不允许所有通道都发生容积沸腾限制容积沸腾采用限制堆芯出口平均温度限制(<15℃)限制流动不稳定性限制堆芯最热通道含气率<5%6.1稳态热工设计概述热工水力设计准则包壳工作温度限制一般压水反应堆使用Zr-4合金（Sn,Fe,Cr,Ni,Nb）Zr-4或Zr-2合金的吸氢脆化现象限制包壳材料的表面温度350℃（田湾352℃）限制包壳材料的整体温度6.1稳态热工设计概述反应堆冷却系统的安全要求和可靠性要求安全：影响到运行人员和周围居民生命和健康的较大事故可靠性：不影响运行人员和周围居民生命和健康的较小事故6.2堆芯热工设计参量的分析冷却剂的工作压力冷却剂的出口温度冷却剂的进口温度冷却剂的流量6.3堆内功率分布不均匀性问题影响堆芯功率分布不均匀的因素核方面工程方面6.3堆内功率分布不均匀性问题热管和热点核因素和工程因素单纯以核因素而论，堆芯内积分功率输出最大的冷却剂通道就称为热管单纯以核因素而论，堆芯内某一燃料元件表面热流量最大的点就称为热点兼顾考虑核因素和工程因素，堆芯内具有最大焓升的冷却剂通道称为热管兼顾考虑核因素和工程因素，燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点就是热点6.3堆内功率分布不均匀性问题热管因子和热点因子热因子：为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，而引入的修正因子热因子=最大值/平均值（名义值）平均值-通常与核因素有关名义值-工程因素热管因子-积分特性热点因子-局部特性均匀反应堆的热因子？6.3堆内功率分布不均匀性问题热流密度工程热点因子焓升工程热点因子核热管因子、核热点因子6.3堆内功率分布不均匀性问题同时考虑了核和工程两方面的因素后，热流密度热点因子和焓升热通道因子的表达式应为

同时考虑了核和工程两方面的因素后，对热通道和热点的定义可进一步阐述为：热通道是堆芯内具有最大焓升的冷却剂通道。热点，则是燃料元件上限制堆芯热功率输出的局部点。6.3堆内功率分布不均匀性问题热点因子对堆芯热工性能的影响：1）当为定值时，热流密度热点因子越小，则平均热流密度就越大。这表明在同样大小堆芯总传热面积的条件下，降低可以提高堆的输出热功率；相反，当堆功率一定时，越小，所需要的堆芯总传热面积就越小，从而堆芯就越小。2）在堆芯总传热面积和堆功率都相同的条件下，如果越小，则最大热流密度就越低，就越接近平均热流密度，这种情况表明功率分布较均匀，燃料元件离开烧毁的裕度较大，因而堆芯较安全。6.3堆内功率分布不均匀性问题影响工程热通道因子的主要因素1）热流密度工程热点因子燃料元件芯块的直径、密度、裂变物质的富集度和包壳外径等的加工制造误差2）焓升工程热通道因子燃料芯块加工误差引起的焓升工程热通道分因子燃料元件冷却剂通道尺寸误差引起的焓升工程热通道分因子堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀引起的焓升工程热通道分因子热通道内冷却剂流量再分配时引起的焓升工程热通道分因子相邻通道冷却剂间相互交混的焓升工程热通道分因子总的焓升工程热通道因子为：6.3堆内功率分布不均匀性问题降低热管因子及热点因子的途径降低核热管因子和核热点因子方法分区装载径向设置反射层提高径向均匀性径向设置控制棒和可燃毒物棒(兼顾考虑中子经济性)轴向设置反射层提高轴向均匀性设置长短控制棒向结合6.3堆内功率分布不均匀性问题降低热管因子及热点因子的途径降低工程热管因子和核热点因子方法合理确定加工及安装误差，减少误差精细结构设计开展合适的堆本体水力模拟实验，改善流量分配特性加强堆芯内相邻通道间的流体交混，以实现热管内冷却剂焓升降低6.4单通道模型的反应堆稳态热工设计单通道方法在热管分析法的基础上，在堆芯内选出热工条件最差的冷却剂通道进行的反应堆热工水力计算和校核。适用于堆芯的初步设计基本概念热通道平均通道热通道与平均通道的相互关系6.4单通道模型的反应堆稳态热工设计反应堆释热热工参数选择核电厂效率构成主要影响项6.4单通道模型的反应堆稳态热工设计单通道模型反应堆热工设计的一般步骤6.4单通道模型的反应堆稳态热工设计堆芯有效冷却剂流量：是指进入堆压力容器的冷却剂总流量中用来冷却燃料元件的那一部分流量。旁通流量：1）从压力容器进口直接漏到出口接管的流量；2）从堆芯下腔室向上流经堆芯外面围板与吊蓝之间的环形空间，而后进入堆芯上腔室，再流到压力容器出口接管的流量；3）流入控制棒套管内用以冷却控制棒，而后流出套管，再与上腔室的流体混合，随后再流出压力容器的流量；4）从压力容器进口处直接流到压力容器上封头内，供冷却上封头的流量。6.4单通道模型的反应堆稳态热工设计热通道内燃料元件温度沿轴向分布堆芯热工参数简介冷却剂工作压力p压力的提高可以提高出口温度，因此可以提高动力循环的蒸汽初参数，从而提高热效率堆芯出口冷却剂温度的提高受限于燃料元件包壳、燃料的工作要求压力的提高需增加相应部件的承压性能，经济性反而可能下降；另外二次侧参数的升高也会带来类似的问题296.4单通道模型的反应堆稳态热工设计冷却剂出口温度冷却剂出口温度提高有利于整个热力循环效率的提升，可能提高经济性；冷却剂温度的提升的限制条件包壳材料的工作性能要求换热限制（换热系数约束）热工水力学性能的限制（低于饱和温度20度左右）306.4单通道模型的反应堆稳态热工设计冷却剂进口温度入口温度的约束关系（载热方程）入口温度影响平均温度主泵唧送功率冷却剂流量315.5.2MDNBRDNBR概念MDNBR（z）曲线绘制方法326.5子通道分析模型子通道方法子通道模型考虑相邻通道冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、能量和动量的交换。适用于开式组件堆芯设计基本概念通道通道之间相互关系6.5子通道分析模型冷却剂的交混造成如下效果：A.使各子通道内冷却剂的温度趋于均匀，从而使热通道内冷却剂的比焓和温度比无交混时有所降低；B.与之相应，燃料元件温度和包壳热点温度也会有所下降；C.在水堆中，提高临界热流密度和CHFR。所有这些都有利于提高反应堆的安全性和经济性。6.5子通道分析模型相邻通道间冷却剂横向交混过程比较复杂，影响因素也很多，一般认为有以下机理：（1）横向混合，径向压力梯度引起（2）湍流交混，相邻通道间的自然涡流扩散造成（3）流动散射，定位格架非导向部分引起（4）流动后掠，定位格架导向翼片引起6.5子通道分析模型基本守恒方程质量守恒方程能量守恒方程轴向动量守恒方程横向动量守恒方程6.5子通道分析模型求解步骤：（1）进行全堆分析，通常取整个堆芯1/4或1/8进行计算，每个组件作为一个子通道。（2）根据堆芯入口参数，轮流求解四个基本守恒方程（3）算出第一步长出口参数后，以此作为第二步长入口参数，重复上述迭代，直到最后一个步长。（4）为加速收敛，可用逐次逼近法来选取横向流速（5）通过全堆分析找出最热组件后，把最热组件按各燃料元件棒划分子通道，求最热通道最热点。6.6核反应堆热工参量的选择核动力反应堆热工参量的选择核电站单位电能成本包括：燃料费、设备折旧费和运行管理费三个方面。可用下式表示6.6核反应堆热工参量的选择提高动力循环热效率提高一回路冷却剂的工作压力提高反应堆冷却剂总流量适当选定堆