超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析_图文

1、第卷第期核科学与工程年月超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析刘占权，蒋朱敏，蒋校丰，王涛，张少泓（上海交通大学核科学与工程学院上海）摘要：为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题，本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理一热工耦合稳态分析模型，并针对文献给出的美国超临界水堆参考设计方案进行了稳态堆芯参数的计算，得出了和文献相一致的结论。为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础。关键词：超临界水堆；核热耦合一维；稳态；分析中图分类号：文献标识码：文章编号：（）。，（，）：，：；超临界水冷堆（）冷却剂物性参数在拟临界点附近变化剧烈，是否存在核热耦合的不稳定性问题是研

2、究关注的热点问题之一。收稿日期：；修回日期：基金项目：国家重点基础研究发展计划资助（）作者简介：刘占权（一），男。山西忻州人硕士研究生，从事反应堆物理数值方法研究万方数据文献卜采用频域法对该问题进行了初步的研究。频域法的优点是能够直接得到有关无量纲参数的稳定性区域，但模型本身需要引人近似、作线性化处理，这为精确的堆芯物理一热工模型的应用带来了困难。相反，直接数值模拟方法可对堆内的物理过程展开精确的模拟。虽然物理一热工相耦合的三维堆芯瞬态分析是研究稳定性的理想途径，但考虑到堆内冷却剂的物性突变主要在堆芯轴向发生，因此，首先建立简化的轴向一维分析模型对研究稳定性也大有帮助。作为开展瞬态研究的基础，

3、本文首先建立起了堆芯轴向一维的稳态分析模型，并以美国参考设计方案为例，进行了堆芯参数的分析计算，取得了和文献基本一致的结果，为下一步开展稳定性研究打下了基础。物理模型堆芯简化一维模型如图所示，即堆芯被简化成由单根燃料棒、单个冷却剂通道和单个水洞慢化剂通道组成的系统，其中冷却剂进堆后，大部分沿封闭的慢化剂通道自上往下流动，至堆芯下腔室与沿压力容器一吊篮桶体间环形空间流下来的冷却剂交汇，再折而向上流经棒栅冷却燃料棒。燃冷慢料却化棒剂剂图堆芯简化模型需说明的是，虽然在进行流动传热计算时，每一轴向层内，燃料元件、冷却剂和慢化剂是分别建模的，但在进行堆芯物理计算时，每一轴向层是均匀的，具有相同的均匀化参

4、数。反应堆物理模型采用双群中子扩散模型和细网差分法来计算轴向中子注量率和功率密度分布。其中，轴向各层的均匀化截面参数为燃料、冷却剂和慢化剂热工参数的函数。为考虑热工参数的反馈，本文参考目前轻水堆堆芯分析的普遍做法，由组件计算程序事先产生好各种参考工况下的组件均匀化参数，堆芯工况偏离参考工况所引入的各种反馈，通过截面表插值来获得。热工水力学模型芯块导热在不考虑芯块、气隙及包壳轴向导热的情况下，由带内热源的稳态一维导热方程容易导出燃料芯块中心温度、表面温度和平均温度之间有如下的关系：，喾当（）（）丁【式中：下标代表芯块；却为芯块半径；，为芯块导热系数；，和分别为芯块的体功率密度和线功率密度。文献采

5、用下式计算芯块导热系数茁，随芯块平均温度的变化：脚燕（）（）气隙、包壳导热通过求解气隙和包壳的稳态热传导方程，可获得如下燃料芯块表面温度与包壳外表面温度之间的关系：吣券（去。等）式中：下标代表包壳；和。分别为包壳的内半径和外半径；。和惦分别表示包壳外表面温度、气体等效传热系数和包壳导热系数。对流换热由对流换热公式可获得如下包壳表面温度和冷却剂温度之间的关系：。一二；（）厶，【式中：下标代表冷却剂。为冷却剂平均温】万方数据度，为包壳冷却剂间的对流换热系数（采用关系式计算）。综合上述各部分关系式可得：一一轰（去去去等去）（）考虑到芯块导热系数，是芯块平均温度的函数，在燃料芯块线功率密度和冷却剂温度

6、已知的情况下，迭代求解上式便可确定燃料芯块的平均温度。冷却剂和慢化剂的输热冷却剂和慢化剂通道的质量和动量守恒方程可统一表示为：孥掣盟：（）巩枷虬一尝筹（）十一瓦十：蕴酬式中：下标统一代表慢化剂或冷却剂；、和分别为流体的密度、流速和比焓；、。分别为流体的摩擦系数和水力当量直径。由于冷却剂和慢化剂的流动方向相反，因此式（）中重力项前面的符号是不同的，对冷却剂，一一；而对慢化剂，。结合图所示的组件设计，由于冷却剂通道同时与燃料包壳和慢化剂通道发生热交换，因此冷却剂通道的能量守恒方程应表示为：百胖瓦警一呜竽式中：。和。分别为包壳外表面和慢化剂通道外表面的热流密度；为加热周长；为流道的横截面面积；下标和

7、分别代表冷却剂和慢化剂。而慢化剂通道由于只和冷却剂通道发生热交换，因此，其能量守恒方程与式（）的形式不同，应表示为：等警訾，百十。瓦一瓦一式中：为慢化剂通道内表面的热流密度。本文采用有限差分法求解冷却剂和慢化剂的输热问题。在燃料棒线功率密度口给定的情况下具体迭代计算过程如下：（）在轴向每个网格的。和。假定已】知的条件下，在慢化剂通道内自上而下计算各轴向网格的热工水力参数；（）在慢化剂通道堆芯最底部的网格出口处，从慢化剂通道流出的水和直接下流的冷却剂进行混合，通过动量及能量守恒关系式，计算出冷却剂通道入口处的热工水力参数；（）在冷却剂通道内，自下而上计算每个网格的热工水力参数；（）在得到了冷却剂

8、和慢化剂通道的轴向温度分布后，更新每个网格的。和；（）重复（）（）过程，直到计算收敛。数值计算基于上述模型，本文研制了一维物理热工耦合稳态分析软件，图给出了软件数值计算过程的主要流程：入口参数星堑一，广磊剖热磊密度，。叮否否计算慢化剂温度计算冷却剂温度望计算包壳外綮换热系数计算燃料温度计算截面扩散计算更新收敛？益结束图总体计算流程图万方数据利用所研制的软件对美国参考设计方案进行了一维堆芯物理、热工耦合计算。图给出了该设计方案所采用的组件设计，而表则给出了部分设计参数： 图美国参考设计方案组件设计图表美国主要设计参数设计参数数值总功率运行压力总流量包壳外径包壳厚度棒中心距芯块外径富集度堆芯人口出

9、口温度水洞壁宽水洞壁厚水涧人口流量份额组件数组件对边距组件间骧图图给出了计算所得的该反应堆额弋型；匾均磐温度图慢化剂冷却剂和燃料芯块温度分布。型遛韬婺密度（）图慢化剂冷却剂密度分布型遣圣磐归一化线功率密度图轴向线功率密度分布定工况下有关参数沿轴向的变化。可看出在拟临界点附近，冷却剂密度、包壳与冷却剂的对流换热系数等重要参数经历了巨大的变化，但依赖慢化剂和冷却剂的双向流动，该型设计还是得到了较为均匀的轴向功率密度分布，燃料芯块平均温度的限值也得到了满足。】万方数据世追均毒型：咂均掣换热系数（一）型惺掣趟逼均掣换热系数（一）图包壳外壁水洞内壁壁换热系数和燃料芯块热导率分布需要指出的是，图与文献的结

10、果基本一致。此外，考虑到是通过直接循环的方式与汽轮机相连，因此在低于额定功率运行时，调节一回路冷却剂流量将是保持汽轮机人参数稳定的主要手段。为了获得冷却剂流量随堆型鸡亡图不同功率下出温度随人口流量的变化芯功率的变化关系，本文在不同功率水平下，分析了堆芯冷却剂出口参数随冷却剂流量变化的关系（见图），并由此得出了只要冷却剂流量随堆芯功率同比例的变化，冷却剂堆芯出口就可基本保持不变的结论（见图）。倒廷亡兰图流量随功率同等幅度变化时的冷却剂出温度结语鐾孬霎羹舅嚣嚣焉黼暑霉文章建立起了用于堆芯稳态分析沿堆芯轴向的分布规律以及在保持汽轮机入口耶弘如”加，稻柏筋加，稻如筋加，万方数据参数恒定的情况下，冷却剂

11、流量随功率调节的 规律，从而为下一步开展超临界水堆瞬态分析 奠定了基础。 ，【）： ， ， （）！ 致谢 本研究工作得到了赵荣安教授许多的指 导，作者在此表示诚挚的感谢。 参考文献： ，（）： ， ， ， ， ， ， 于平安，朱瑞安，喻真烷。等核反应堆热工分析上 海：上海交通大学出版杜， ， 一 ，一， 一， （）： ， （上接第页） ， ， ，（）： ， 汤春桃。黄灏等改进现行轻水堆组件均匀化方法的 必要性核科学与工程，（）： 谢仲生核反应堆物理分析（下）北京：原子能出版 社 廖承奎求解稳态中子扩散方程的非线性迭代半解析节 块程序，程序手册西安：西安交通大学， ，： ， （）， 粱德聪鲁润宝

12、）程序使用手册北京：北 京应用物理与计算数学研究所， ， ， ， 。 ， 万方数据 超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析 作者： 作者单位： 刘占权， 蒋朱敏， 蒋校丰， 王涛， 张少泓， LIU Zhan-quan， JIANG Zhu-min， JIANG Xiao-feng， WANG Tao， ZHANG Shao-hong 刘占权,蒋朱敏,王涛,张少泓,LIU Zhan-quan,JIANG Zhu-min,WANG Tao,ZHANG Shaohong(上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240， 蒋校丰,JIANG Xiao-feng(上海交通 大学核科学与工程学院,

13、上海,20024 核科学与工程 CHINESE JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING 2009，29(1 0次 刊名： 英文刊名： 年，卷(期： 被引用次数： 参考文献(6条 1.Yang W S Initial implementation of multi-channel thermal-hydraulics capability in frequency domain SCWR stability analysis code SCWRSA 2.Tin Tin Yi.Seiichi Koshizuka.Yoshiaki Oka A linea

14、r stability analysis of supercritical water reactors (I:thermal hydraulic stability 2004(12 3.Tin Tin Yi.Seiichi Koshizuka.Yoshiaki Oka A linear stability analysis of supercritical water reactors (II:coupled neutronic thermal hydraulic stability 2004(12 4.Marleau G.Roy R.Hbert A.DRAGON A collision probability transport code for cell and supercell calculationsReport IGE157 1994 5.于平安.朱瑞安.喻真烷 核反应堆热工分析 2002 6.Jacopo Buongior