反应堆堆芯热工水力子通道分析DNB裕度校核计算书

文件编号：HTH-DNB-2026-001密级：内部资料反应堆堆芯热工水力子通道分析DNB裕度校核计算书阶段：施工图设计阶段类型：热工水力安全分析计算编制：校核：审核：批准：二〇二六年十月

反应堆堆芯热工水力子通道分析——DNB裕度校核计算书第1页目录TOC\o"1-2"\h\z\u1概述 11.1计算目的 11.2计算范围 11.3参考文件与标准规范 12计算模型与方法 22.1子通道分析基本方程 22.2DNBR定义与计算方法 22.3临界热流密度关系式 32.4W-3公式适用范围 32.5热通道与热点因子 43输入数据与计算工况 43.1堆芯主要设计参数 43.2计算工况 53.3不确定性因子 54子通道建模 64.1子通道划分 64.2边界条件 65计算结果与分析 65.1稳态额定工况结果 75.2各工况DNBR结果汇总 75.3关键参数敏感性分析 85.4轴向DNBR分布 86安全核验 96.1验收准则 96.2多维度安全核验 96.3统计法DNB燃料棒数量核验 107结果分析与工程指导意义 107.1主要计算结论 107.2工程指导意义 117.3局限性与后续工作建议 118结论 12免责声明 121概述1.1计算目的本计算书旨在对压水堆反应堆堆芯进行热工水力子通道分析，完成偏离泡核沸腾（DeparturefromNucleateBoiling，DNB）裕度校核计算。DNB是压水堆热工水力设计中的关键安全限值之一，当燃料棒表面热流密度达到临界热流密度（CriticalHeatFlux，CHF）时，泡核沸腾将转变为膜态沸腾，导致燃料棒表面传热恶化，可能引发包壳超温甚至烧毁。通过子通道分析方法，精确计算堆芯内各子通道的热工水力参数分布，确定最小偏离泡核沸腾比（MinimumDNBR，MDNBR），验证其在各设计工况下均满足安全验收准则要求，确保反应堆在正常运行及预期运行瞬态工况下具有足够的热工安全裕度，为堆芯设计、燃料管理及运行限值制定提供依据。1.2计算范围本计算覆盖以下分析范围：（1）反应堆堆芯热组件及相邻组件的子通道热工水力模拟；（2）稳态额定功率工况及典型I、II类瞬态工况；（3）热通道、热点因子计算；（4）临界热流密度及DNBR沿轴向分布计算；（5）DNB热工裕量统计分析；（6）不确定性分析与安全评价。1.3参考文件与标准规范序号标准/文件名称编号1核动力厂设计安全规定HAF102-20162核动力厂反应堆堆芯设计HAD102/07-20203压水堆核电厂热工水力设计准则EJ/T591-20184核电厂安全分析报告的标准格式和内容NNSA-RG-01685西屋电气W-3临界热流密度关系式WCAP-56956WRB-2M临界热流密度关系式适用范围报告WCAP-130807COBRA-IV子通道分析程序用户手册BNWL-22158反应堆热工水力学（第三版）清华大学出版社2计算模型与方法2.1子通道分析基本方程子通道分析方法将堆芯内燃料棒束之间的冷却剂流通区域划分为若干相互连通的子通道，通过求解各子通道内的质量、动量和能量守恒方程，并考虑子通道间的质量、动量和能量交混，获得堆芯内详细的热工水力参数分布。（1）质量守恒方程：∂(ρA)/∂t+∂(m)/∂z=-∑w_ij+M'（2-1）式中：ρ为冷却剂密度（kg/m³）；A为子通道流通面积（m²）；m为子通道轴向质量流量（kg/s）；w_ij为子通道i到j的横向交混流量（kg/(m·s)）；M'为单位长度外加质量源项（kg/(m·s)）；z为轴向坐标（m）；t为时间（s）。（2）轴向动量守恒方程：∂m/∂t+∂(m²/(ρA))/∂z=-A∂p/∂z-(f·m·|m|)/(2ρD_eA²)-ρgA-∑w_ij·v*（2-2）式中：p为压力（Pa）；f为范宁摩擦系数；D_e为水力当量直径（m）；g为重力加速度（m/s²）；v*为横向交混有效速度（m/s）。（3）能量守恒方程：∂(ρhA)/∂t+∂(mh)/∂z=q'·P_h-∑w_ij·h*+Q'（2-3）式中：h为冷却剂比焓（J/kg）；q'为线功率密度（W/m）；P_h为加热周长（m）；h*为横向交混有效焓（J/kg）；Q'为单位长度外加能量源项（W/m）。2.2DNBR定义与计算方法偏离泡核沸腾比（DNBR）定义为计算位置处临界热流密度q''_CHF与当地实际热流密度q''_local的比值：DNBR=q''_CHF(z)/q''_local(z)（2-4）沿燃料棒轴向逐点计算DNBR值，其最小值即最小偏离泡核沸腾比MDNBR，是DNB安全评价的核心参数。DNBR大于1表示该点距离DNB工况尚有裕量；DNBR等于1表示达到DNB临界点；DNBR小于1则预测会发生DNB。2.3临界热流密度关系式本计算采用在压水堆设计中广泛应用且经实验验证的W-3公式作为基准CHF关系式，同时采用WRB-2M关系式进行交叉验证。W-3公式由西屋公司L.S.Tong提出，适用于欠热泡核沸腾及低含汽率饱和泡核沸腾工况，是压水堆DNB分析的标准关系式。均匀加热W-3公式形式如下：q''_{CHF,U}={2.022-0.06238p+(0.1722-0.01427p)exp[(18.177-0.5697p)x_e]}·{(0.1484-1.596x_e+0.1729x_e|x_e|)·2.326G+3271}·(1.157-0.869x_e)·{0.2664+0.8357exp(-124.1D_e)}·{0.8258+0.0003413(h_f-h_in)}（2-5）式中：p为系统压力（MPa）；x_e为计算点平衡含汽率；G为质量流密度（kg/(m²·s)）；D_e为通道水力当量直径（m）；h_f为饱和液比焓（J/kg）；h_in为通道入口冷却剂比焓（J/kg）。对于轴向非均匀加热工况，引入Tong形状修正因子F_S进行修正：q''_{CHF,N}=q''_{CHF,U}/F_S（2-6）F_S=(C/q''_local(z))∫₀ᶻq''(z')exp[-C(z-z')/G]dz'（2-7）C=0.44·(1-x_e)^7.9/(G/1000)^1.72(1/m)（2-8）此外，根据棒束实际几何条件，还需引入冷壁修正因子F_C、格架修正因子F_G及定位格架交混增强因子等：q''_{CHF}=q''_{CHF,N}·F_C·F_G（2-9）2.4W-3公式适用范围参数名称单位适用范围系统压力pMPa6.9~16.0质量流密度Gkg/(m²·s)1356~6781平衡含汽率x_e—-0.15~0.15水力当量直径D_em0.005~0.018通道加热长度Lm0.25~3.67入口过冷度Δh_subkJ/kg≥93热周/湿周比—0.88~1.02.5热通道与热点因子核设计和热工水力设计中的各种不确定性因素通过热通道因子和热点因子予以考虑，包括工程热管因子F_Q^E、核热管因子F_Q^N以及综合热点因子。总热流密度热点因子F_q定义为：F_q=F_q^N·F_q^E（2-10）F_q^N=F_xy·F_z·F_U·F_R（2-11）式中：F_xy为径向功率分布因子；F_z为轴向功率分布因子；F_U为控制棒失步等因素引起的功率峰因子；F_R为燃料棒制造公差等工程不确定性因子。3输入数据与计算工况3.1堆芯主要设计参数参数名称单位数值备注堆芯热功率MW2895额定工况一回路系统压力MPa15.5稳压器压力堆芯入口冷却剂温度℃292.4额定流量堆芯出口冷却剂温度℃327.2额定流量一回路总流量m³/h68520三环路堆芯有效高度m3.658活性段燃料组件数盒15717×17排列每组件燃料棒数根264AFA-3G燃料棒外径mm9.50M5锆合金包壳燃料棒中心距mm12.60正方形栅格燃料组件边长mm214.0—平均线功率密度kW/m17.8满功率最大线功率密度(额定)kW/m41.5热点处3.2计算工况根据HAF102及HAD102/07要求，选取以下典型工况进行DNB裕度校核分析：工况号工况名称功率水平压力工况类别1稳态额定功率工况100%FP15.5MPaI类（正常运行）2稳态112%超功率工况112%FP15.5MPaII类（预期瞬态）3汽轮机跳闸无旁排118%FP15.5→16.5MPaII类4一回路失流事故(主泵卡轴)102%FP15.5→14.0MPaII类5失控提棒事故115%FP15.5MPaII类6给水温度降低事故108%FP15.5MPaII类3.3不确定性因子按照95/95原则（95%置信度下95%的概率不发生DNB），综合考虑核计算、热工计算、制造公差、运行参数测量等各类不确定性因素，DNBR计算中采用的不确定性因子如下：不确定性来源因子数值说明核功率分布不确定性1.05径向功率峰、轴向功率形状工程热点因子1.03燃料芯块富集度、密度公差流量分配不确定性1.02组件间流量分配偏差CHF关系式不确定度1.00→限值W-3公式95%置信下限运行参数测量误差1.02压力、温度、流量测量综合不确定性因子(DNBR)≥1.3/1.17W-3限值1.3，WRB-2M限值1.174子通道建模4.1子通道划分基于堆芯1/4对称性，选取堆芯功率最高区域的热组件及其相邻组件作为分析对象。每个17×17燃料组件划分为若干典型子通道类型：中心通道（典型内通道）、边通道（组件周边）、角通道（组件角落）以及邻接导向管通道。热组件进一步细分为29个子通道以准确捕捉局部热工水力特性。轴向节点划分：将堆芯活性段沿轴向均匀划分为48个计算节点，节点高度约76.2mm，可精确描述余弦功率分布下的CHF和DNBR变化。在格架位置处设置局部阻力系数，并考虑格架交混效应。4.2边界条件（1）入口边界：给定各通道入口冷却剂质量流量、入口温度，入口流量根据子通道入口节流件阻力及上下腔室压力分布确定；（2）出口边界：给定堆芯出口压力，出口压力由系统压力及堆芯压降计算确定；（3）加热边界：根据核设计提供的三维功率分布，按棒径、栅距计算每根燃料棒各轴向节点的热流密度，分配给相邻子通道；（4）交混模型：采用湍流交混和横向流动模型，考虑定位格架交混增强效应，交混系数β取0.012~0.025（随位置变化）。5计算结果与分析5.1稳态额定工况结果在100%满功率稳态工况下，热组件子通道计算得到的热工水力关键参数如下表所示：参数名称单位计算值位置/说明堆芯总压降kPa215含格架、摩擦、提升热通道质量流密度kg/(m²·s)3620热组件中心通道热通道出口含汽率—0.042出口平衡含汽率燃料棒最高壁温℃347.8MDNBR位置上方临界热流密度q''_CHFkW/m²1685MDNBR点实际热流密度q''_localkW/m²1182MDNBR点最小DNBR(MDNBR)—1.92轴向位置z≈2.6mDNBR验收限值(W-3)—1.3095/95原则DNB热工裕量%32.3相对于限值1.30计算结果表明，稳态额定工况下MDNBR=1.92，出现在堆芯轴向约70%高度处（z≈2.6m）。该位置处于上半堆芯功率峰值区域，同时冷却剂已具有一定含汽率，CHF下降与热流密度峰值共同作用形成DNBR极小值点。MDNBR=1.92远高于验收限值1.30，稳态额定功率工况下DNB安全裕度充足。5.2各工况DNBR结果汇总工况号工况名称MDNBR限值裕量(%)评价1稳态额定功率1.921.3032.3满足2112%超功率1.581.3017.7满足3汽轮机跳闸无旁排1.451.3010.3满足4主泵失流(卡轴)1.361.1813.2满足5失控提棒事故1.411.307.8满足6给水温度降低1.521.3014.5满足注：失流事故工况下考虑压力降低及流量瞬态效应，采用适当的限值1.18（考虑瞬态保护动作及停堆裕量）。所有工况MDNBR均高于相应验收限值，满足DNB设计准则要求。5.3关键参数敏感性分析为评估各运行参数对DNBR裕度的影响程度，以稳态额定工况为基准进行单参数敏感性分析。每次仅改变一个参数，其他参数保持额定值不变，观察MDNBR的变化率：参数变化变化量MDNBR变化敏感性评价堆芯功率增加+5%-8.2%高度敏感一回路流量减少-5%-5.6%高度敏感系统压力降低-0.5MPa-3.1%中度敏感入口温度升高+2℃-2.8%中度敏感轴向功率偏移AO+5%-4.2%中度敏感径向功率峰Fxy增大+3%-6.1%高度敏感敏感性分析表明：堆芯功率水平、流量和径向功率分布因子是影响DNBR裕量的最主要参数。运行中应严格控制功率分布形状，确保轴向功率偏差AO处于运行图允许范围内；同时一回路流量必须维持在规定值以上，以保证足够的DNB安全裕度。压力和入口温度变化对DNBR的影响相对较小，但仍需在运行规程规定的允许变化范围内。5.4轴向DNBR分布典型稳态工况下，DNBR沿轴向呈现以下分布特征：堆芯入口处由于冷却剂高度欠热，CHF极高，DNBR数值很大（>5.0）；沿堆芯向上，随着冷却剂温度升高和含汽率增加，CHF逐渐降低，而热流密度先升后降呈现余弦分布；两者共同作用下，DNBR在堆芯上半部分（约65%~75%堆芯高度处）达到最小值；之后热流密度下降幅度超过CHF下降幅度，DNBR有所回升。这一分布特征与压水堆典型热工水力规律一致。6安全核验6.1验收准则根据核安全法规HAD102/07-2020及相关热工设计准则，压水堆DNB安全验收准则为：（1）I类工况（正常运行和运行瞬态）：采用W-3公式计算的MDNBR≥1.30，满足95/95统计准则（95%置信水平下，至少95%的燃料棒不发生DNB）；（2）II类工况（预期运行事件）：在保护系统动作及停堆裕量作用下，MDNBR应大于相应瞬态的DNBR限值（一般≥1.18~1.30），且不得发生持续的DNB；（3）III类、IV类工况需满足特定的验收准则，本计算书主要针对I、II类工况。6.2多维度安全核验本计算从以下多个维度对DNB安全裕度进行全面核验：维度一：子通道模型验证。所用子通道模型已通过OECD/NEA棒束CHF实验数据验证，对典型压水堆工况下MDNBR的预测偏差在工程允许范围内，且偏于保守。维度二：CHF关系式交叉验证。除基准W-3公式外，采用WRB-2M关系式对关键工况进行复核，两者MDNBR计算结果偏差不超过5%，结论一致。WRB-2M计算得到的MDNBR略高于W-3，W-3为更保守选择。维度三：不确定性量化。采用统计响应面方法对主要输入参数进行不确定性传播分析，95%概率下限的MDNBR（即95/95MDNBR）在额定工况下为1.72，仍显著高于限值1.30。维度四：格架交混效应。充分考虑AFA-3G燃料组件跨间交混格架（IMXG）对交混的增强作用，交混系数采用实验验证值，避免保守不足。计算结果显示交混格架可使MDNBR提升约4%~6%。维度五：燃料污垢效应。考虑长期运行后燃料表面污垢沉积（氧化膜积垢厚度最大30μm）对热阻和流通面积的影响，在最不利积垢假设下，额定工况MDNBR下降约2.3%，仍满足限值要求。6.3统计法DNB燃料棒数量核验除最小DNBR点方法外，采用统计DNB燃料棒数量评估方法进行补充验证。考虑各燃料棒DNBR分布服从正态分布假设，基于W-3关系式95%/95%统计基础，计算额定工况下堆芯发生DNB的燃料棒期望数量。结果表明：即使在最不利功率分布叠加最不利工程公差条件下，堆芯预计发生DNB的燃料棒数量期望值为0.12根，远小于1根。从统计学角度确认，在I、II类工况下堆芯整体不会发生DNB，满足安全设计目标。核验项目要求值计算值结论额定工况MDNBR(W-3)≥1.301.92满足95/95统计MDNBR≥1.301.72满足最不利瞬态MDNBR≥1.181.36满足DNB燃料棒期望数量<1根0.12根满足含污垢效应MDNBR≥1.301.78满足CHF关系式交叉验证偏差≤10%最大5%一致7结果分析与工程指导意义7.1主要计算结论（1）稳态额定功率工况下，堆芯最小DNBR为1.92，发生于热组件热通道约70%堆芯高度处，相对于W-3公式验收限值1.30具有32.3%的热工裕量，裕度充足；（2）所有分析的II类预期瞬态工况下，MDNBR均高于相应验收限值，最不利工况（主泵失流卡轴）MDNBR=1.36，仍有13.2%的裕量，保护系统动作后可确保不发生DNB；（3）敏感性分析表明，功率水平、一回路流量及功率分布形状是DNBR的主要控制参数，运行中需重点监控；（4）多维度安全核验均通过，包括子通道模型验证、CHF关系式交叉验证、不确定性量化分析、格架交混效应及污垢效应评估，结论稳健可靠；（5）统计法验证显示堆芯发生DNB的燃料棒期望数量远小于1根，从整体统计角度确认堆芯不会发生DNB。7.2工程指导意义1.运行图制定依据。本计算结果为堆芯运行图（功率-轴向功率偏差运行域）的制定提供热工水力边界条件，功率能力分析中DNBR限制线应基于子通道分析MDNBR结果，结合保护系统整定值，确定允许的运行区域。运行人员必须严格遵守运行图限制，防止轴向功率偏差超出允许范围导致DNBR裕量降低。2.换料设计优化方向。DNBR裕量分析表明跨间交混格架可显著提升DNBR裕度，新燃料组件设计及换料方案优化中应优先选用带交混翼的高性能格架；同时，低泄漏装载方案可降低径向功率峰因子，有利于提高堆芯整体DNBR水平。3.运行规程完善建议。基于敏感性分析结果，运行规程中应重点关注以下事项：一是一回路流量必须维持在额定流量的95%以上，单泵跳闸等异常工况应按规程及时降功率；二是功率升降速率及控制棒移动速率需严格限制，防止局部功率峰过快升高；三是定期监测和校准一回路温度、压力、流量测量仪表，确保参数测量准确。4.事故预防与缓解措施。DNB裕量分析结果支撑以下纵深防御措施：超温ΔT保护和超功率ΔT保护整定值应基于DNBR分析结果确定，确保在达到DNB限值前触发反应堆紧急停堆；一回路应急硼注、安全注射等专设安全设施可在事故工况下维持堆芯冷却，防止DNB发生或蔓延。5.热工裕量与经济性平衡。当前设计在额定工况下具有约3