EBR-Ⅱ停堆余热排出试验SHRT-17分析.pdf

是美国钠冷快堆 进行的停堆余热排出试验，目的是为了证明 的自然循环流量可以保证堆芯安全。采用中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序 对 试验的一回路热工水力现象进行了计算分析。采用 程序对 试验的堆芯和一回路进行建模，并将堆芯功率、两台一回路主泵的转速、中间热交换器中间回路入口钠流量和温度作为计算边界条件。对比分析表明自然循环稳定阶段主泵流量计算值与试验值符合较好，自然循环过渡阶段的主泵流量计算值高于试验值，测量组件 的冷却剂温度计算值与试验值符合较好，由于对低温测量组件 进行模拟时未考虑相邻高温组件的影响，组件的冷却剂温度计算值显著低于试验值。程序对 试验的分析验证了该程序堆芯和一回路热工水力模型的正确性。关键词：钠冷快堆；系统分析程序；停堆余热排出试验；程序验证中图分类号：文献标志码：文章编号：（）收稿日期：；修回日期：基金项目：中核集团“青年英才”项目：，（，）：（），：；钠冷快堆 由美国阿贡国家实验室设计、建造和运营，额定热功率 ，从 年开始运行直至 年停闭。为了验证金属钠冷快堆的固有安全性，支持美国液态金属快堆设计，策划了一系列停堆余热排出试验（）项目。项目的目的包括：）证明反应堆停堆后可以通过一回路钠冷却剂的自然循环导出堆芯衰变热；）证明反应堆失去强迫循环流量后可以通过负反应性反馈停闭反应堆；）证明反应堆失去热阱后可以通过负反应性反馈停闭反应堆；）为液态金属快堆设计、取证和运行用的软件提供验证数据。试验分为组，共 个试验，主要包括：有保护失流试验、无保护失流试验和无保护失热阱试验等，在 年之间完成。为了进行一系列无保护失流试验，美国阿贡国家实验室对 的设备进行了一些硬件和软件改造。年和 年，美国阿贡国家实验室发表了部分 试验数据和分析结果，证明了 的固有安全特性。年，国际原子能机构启动了“停堆余热排出试验基准题分析”项目，项目包括两个试验：试 验 和 试 验。其 中，试验属于有保护的全失流试验，目的是证明 在堆芯失去全部强迫循环流量情况下的自然循环流量是否可以保证堆芯安全。中国、法国、德国、印度、意大利、日本、韩国、荷兰、俄罗斯、瑞士等国家的高校和研究机构参与了该项目，并将试验结果与系统分析程序计算结果进行比较。除了美国 反应堆，还有美国 反应堆、日本 反应堆和法国 反应堆等开展过钠冷快堆自然循环试验。是一座回路式钠冷快堆，额定热功率 ，设计为钠钠空气个回路，每回路设置了个环路。年期间，进行了一系列自然循环试验，并采用快堆系统分析程序 结合堆芯分析程序 对试验现象增刊王晋等：停堆余热排出试验 分析进行分析，分析表明试验中反应堆出口腔室存在冷却剂热分层现象，管道中的冷却剂也有热分层现象，中间热交换器的换热明显较弱，并推断在瞬态过程中堆芯组件盒间存在浮力驱动的冷却剂流动，而 程序和 程序模型对这些现象的预测并不敏感。是一座回路式钠冷快堆，额定热功率 ，设计为钠钠空气个回路，每回路设置了个环路。年期间，进行了一系列自然循环试验，试验开始时手动停运所有泵，同时紧急停堆，钠空气热交换器的风机立即停止工作，并采用 程序对试验现象进行分析，分析表明自然循环短期阶段堆芯的热工水力行为主要受组件间换热效应、泵惰转特性和流动再分配效应的影响。是一座池式钠冷快堆，额定热功率 ，额定电功率 ，设计为钠钠水个回路，每个回路分为个环路。年 在退役前开展了自然循环试验，并采用系统分析程序 对试验现象进行分析，分析表明 程序可以预测 自然循环试验的初始状态，其点动力学模型能较好地预测高温瞬态开始时的中子反馈和堆芯功率下降，但程序难以准确模拟中间热交换器出口到主泵进口之间的冷池区域的热工水力行为。由于系统分析程序在模拟冷池和热池等复杂几何结构的瞬态热工水力行为的局限性，法国正在开展系统分析程序 和 程序 的耦合研究工作。程序是一款钠冷快堆系统分析程序，由中国原子能科学研究院自主开发，可以分析钠冷快堆的堆芯、一回路冷却剂系统、二回路冷却剂 系 统 和 事 故 余 热 排 出 系 统 的 瞬 态 响应。程序已应用于我国 示范快堆工程的安全分析，正在应用于一体化快堆、商用快堆和高通量快中子堆等新型号的设计工作。已采用解析解、其他程序对比和试验数据对比等方式对 程序进行验证，主要包括：俄罗斯快堆系统分析程序 计算结果对比验证、美国快堆系统分析程序 计算结果对比验证、中国实验快堆（）一回路主泵运行试验数据对比验证、失去厂外电试验数据对比验证、试验数据对比验证。本文以 程序为分析工具，对 试验进行建模、计算和分析，研究钠冷快堆保护停堆情况下的一回路自然循环现象，并对 程序的一回路热工水力模型进行验证。试验介绍 由个回路组成，其中一回路冷却剂为钠，额定流量为 ；二回路载热剂也是钠，额定流量为 ；三回路水蒸气流量为 。一回路采用池式结构，一回路主容器中钠装量为 。堆芯分为内堆芯和外堆芯，一回路的冷段由个环路组成，每个环路均由一个主泵和相应的管道组成，一回路的热段由一根 型管道和一个中间热交换器组成。年月 日，系列试验中的全功率失流试验 证明了 自然循环的有效性。为了启动 试验，一回路两台主泵和中间回路泵都停运，反应堆保护系统同时紧急停堆，以模拟从满功率和满流量工况开始的有保护失流事故。此外，具有应急蓄电池电源的一回路辅助钠泵（电磁泵）也关闭。随着反应堆通过自然循环安全冷却，冷却剂流速的降低导致反应堆温度暂时上升到较高但可接受的水平。试验前 初始工况如表所列。表 试验前 的主要参数 主要参数数值堆芯热功率，一回路流量，堆芯出口流量，一回路号主泵流量，一回路号主泵流量，中间热交换器中间回路流量，堆芯入口温度，计算程序与建模 程序模块主要包括：堆芯模块、一回路热工水力模块、二回路热工水力模块和事原子能科学技术第 卷故余热排出系统模块，其中堆芯模块采用单通道模型模拟堆芯热工水力行为、点堆模型和反应性反馈模型模拟堆芯中子物理行为，具体的模型介绍 参 见 文 献 。程 序 进 行 试验分析的一回路流道建模与 试验分析相同，具体参见文献 。在本试验分析中，堆芯的热工水力计算尤为重要。计算燃料棒与冷却剂换热时，采用 等提出的努塞尔数（）计算关系式：（）（）（），（）（）（）（）（），式中：为燃料棒栅距；为燃料棒直径；为佩克莱数。计算燃料棒束摩擦阻力系数时，参考了美国阿贡国家实验室进行 试验分析时使用的关系式：烅烄烆 （）式中，为雷诺数。表列出了用 程序进行 试验分析的堆芯建模情况，共划分了 个堆芯通道。试验的内堆芯的冷却剂流量来自高压联箱，用编号 的堆芯通道来模拟；外堆芯的冷却剂流量来自低压联箱，用编号 的堆芯通道来模拟。其中，根据出口钠温相近的原则将 组件 划 分 为个 堆 芯 通 道 进 行 模 拟。组件作为高流量燃料组件，单独用堆芯通道和模拟。测量组件 和 中有钠温测点和流量测点，是模拟中重点关注的组件，堆芯通道用于模拟测量 周围盒组件，堆芯通道用于模拟测量 周围盒组件，堆芯通道 用于模拟测量 组件，堆芯通道 用于模拟测量 组件。和 组件属于不锈钢组件，用堆芯通道 模拟。组件由 根燃料棒和 根钢棒组成，组件是安全棒组件，组件是控制棒组件，均由堆芯通道 模拟。组件属于控制棒组件，单独划分为堆芯通道 。内堆芯的 组 件，也 单 独 划 分 为 堆 芯 通 道 。外堆芯主要由 组件和 组 件组成。表 试验的堆芯建模 进口腔室堆芯通道编号组件类型描述高压联箱 组件 组件 组件 组件 组件 组件 组件 周围盒组件 周围盒组件 组件 组件 和 组件 组件、组件和 组件 组件 组件低压联箱 组件 组件 组件 组件 组件 组件 组件 组件 组件由于 试验初始时刻即发生紧急停堆，故该试验分析主要关注一回路的热工水力行为，堆芯功率（裂变功率和衰变功增刊王晋等：停堆余热排出试验 分析率之和）随时间的变化由试验方提供。所以，程序对 试验进行分析时，瞬态边界条件包括：两台一回路主泵的转速、中间热交换器中间回路入口钠流量和温度、堆芯功率。图是两台一回路主泵的转速试验数据，时刻两台一回路主泵失电惰转，约 后两台一回路主泵转速到。图是中间热交换器中间回路入口钠流量试验数据，时刻中间热交换器中间回路入口钠流量开始减少，约 降低到 ，之后钠流量保持在 。图是中间热交换器中间回路入口钠温试验数据，入口钠温下降缓慢，从 下降至 ，之后入口钠温下降速率变快，时刻入口钠温降至 。图是堆芯功率试验数据，试验前堆芯初始功率为 ，时刻发生紧急停堆，堆芯功率快速下降，时刻两台一回路主泵转速接近，堆芯失去强迫循环流量，此时堆芯功率图一回路主泵转速 图中间热交换器中间回路入口钠流量 降至 （约 额定功率），时刻堆芯功率降至 （约 额定功率）。图中间热交换器中间回路入口钠温 图堆芯功率 结果分析与讨论表列出了试验初始状态的一回路流量、堆芯出口流量、号主泵流量、号主泵流量和堆芯入口温度稳态计算值与试验值的对比，以上流量的最大相对偏差绝对值为 ，堆芯入 口 温 度 的 绝 对 偏 差 为 ，表 明 程序对试验稳态工况的模拟较好，为瞬态计算模拟提供了正确的基点。一回路有两台主泵，试验方仅给出了一回路号主泵的流量测量值，可以用来代表一回路流量和堆芯流量的变化趋势。钠流体通过一回路主泵加压后，大部分流量（约）进入高压联箱，主要为内堆芯提供冷却，小部分流量（约）进入低压联箱，主要为外堆芯提供冷却。如图所示，分别为试验瞬态过程中一回路号主泵到低压联箱的原子能科学技术第 卷流量、到高压联箱的流量和总流量计算值与试验值的对比。表 试验的稳态计算结果 参数试验值计算值相对偏差一回路流量，堆芯出口流量，号主泵流量，号主泵流量，堆芯入口温度，）注：）堆芯入口温度偏差，为 图一回路号主泵到低压联箱的流量 图一回路号主泵到高压联箱的流量 一回路号主泵时刻停运，因为惯性开始自由惰转，通过号主泵的总流量、进入高压联箱和低压联箱的流量均下降。在一回路主泵惰转阶段，号主泵流量计算值与试验值符合良好。约 时刻，由于两台一回路主泵均停止惰转且转速接近，堆芯失去强迫循环压头，由自然循环驱动力提供流量对堆芯进行冷却。一回路的自然循环流量还不稳定，可以认为处于自然循环过渡阶段。一回路的自然循环流量趋于稳定，可以认为处于自然循环稳定阶段。图 试验一回路号主泵的总流量 自然循环过渡阶段通过号主泵进入低压联箱的流量最低值的试验值约为 ，计算值为 ，计算值比试验值偏高。时刻试验值约为 ，计算值为 ，计算值比试验值偏低。由于自然循环过渡阶段和稳定阶段通过号主泵进入低压联箱的流量过低（小于），超过了流量计的准确测量范围，试验值的测量误差较大，而且号主泵进入低压联箱的流量在总流量中的占比很小，故 程序对一回路流量进行计算分析时主要关注对进入高压联箱的流量和总流量的预测是否准确。自然循环过渡阶段通过号主泵进入高压联箱的最低流量试验值约为 ，计算值为 ，计算值比试验值偏高。时刻最低流量试验值约为 ，计算值为 ，计算值比试验值偏高。此时通过号主泵的总流量试验值约为 ，计算值为 ，计算值比试验值偏高。一回路号主泵到低压联箱流量、到高压联箱流量和总流量的计算值与试验值的对比分析表明，自然循环过渡阶段和稳定阶段到低压联箱的流量低导致试验数据测量误差较大，且增刊王晋等：停堆余热排出试验 分析占总流量的比值小，不应作为模拟分析的重点。自然循环过渡阶段由于一回路和堆芯的温度变化剧烈、自然循环现象复杂，采用系统分析程序预测自然循环流量的偏差较大，而自然循环稳定阶段由于一回路和堆芯温度变化相对缓慢，易于对自然循环流量进行准确预测。图示出试验瞬态中堆芯出口温度计算值与试验值的对比。试验开始后，由于紧急停堆导致堆芯功率快速下降，一回路主泵惰转导致堆芯流量减少，堆芯功率下降速率比流量下降速率快，此时堆芯出口温度快速下降，计算值与试验值符合较好。约 后衰变功率在堆芯功率的占比超过裂变功率，堆芯功率开始缓慢下降，堆芯流量下降速率比功率下降速率快，此时堆芯出口温度快速上升，计算值与试验值趋势基本一致。后一回路主泵停止惰转、转速接近，堆芯失去强迫循环驱动力，进入自然循环过渡阶段，堆芯流量达到最低值，堆芯出口温度出现峰值，堆芯出口温度试验值的最高值约为 ，计算值为 。由于堆芯出口温度测点受周围钠流体的影响，当测点出现最高温度时，周围钠流体温度比测点温度低，对测点起到冷却作用，导致测点的最高温度低于实际值，所以测点温度的计算值比试验值略微偏高是合理的。约 后，由于堆芯流量略微升高并趋于稳定，而衰变功率持续下降，堆芯出口温度持续下降，计算值比试验值下降趋势更快，因为堆芯出口温度与出口腔室温度相差较大，堆芯出口温度快速下降时，周围钠流体温度比测点温度高，对测点起到加热作用，导致测点温度的下降趋势比堆芯实际出口温度慢。图堆芯出口温度 进行 试验时堆芯装有两盒测量组件：组件和 组件。组件属于燃料组件，共有 个燃料元件位置，其中 个位置放置燃料元件，个位置放置空心管作为仪器引线通过的导管。组件属于不锈钢组件，共有 个元件位置，其中 个位置放置实心不锈钢棒，个位置放置空心管作为仪器引线通过的导管。图、示出试验瞬态中测点组件 流量相对值和活性区上方冷却剂温度计算值与试验值的对比，需要说明的是流量相对值指瞬时流量值相对时刻初始流量的值。一回路主泵处于惰转状态，为堆芯提供强迫循环流量，此阶段 组件流量计算值与试验值符合良好。时刻一回路主泵停止惰转，此时 组件的流量达到最低值，自然循环过渡阶段最低流量计算值相对初始流量的相对值为 ，与最低流量试验值的流量相对值 相比偏高，导致冷却剂温度峰值计算值低于试验值。自然循环稳定阶段的 组件流量计算值相对初始流量的相对值约为 ，与试验值符合很好。由于对自然循环稳定阶段的 组件流量模拟很好，活性区上方冷却剂温度计算值与试验值符合也很好。图 组件的流量相对值 图、示出试验瞬态中测点组件 流量相对值和活性区上方冷却剂温度计算值与试验值的对比。一回路主泵惰转阶段，组件流量计算值与试验值符合良好。时刻 组件的流量达到最低值，最低原子能科学技术第 卷流量的计算值与试验值相比偏高。自然循环稳定阶段，组件流量计算值与试验值相比偏低。由于 组件属于不锈钢组件，其冷却剂温度低于周围盒相邻组件，相邻组件对 组件存在加热效应，使 组件温度升高、自然循环驱动力增强，进而使通过 组件的流量增加。而 程序采用单通道模型对堆芯热工水力行为进行模拟，为 组件单独建立了一个通道，未考虑周围相邻组件与 组件的换热 行 为，导致 组件的冷却剂温度计算值低于试验值，自然循环驱动力计算值低于实际值，进而流量计算值也低于试验值。图 组件活性区上方冷却剂温度 图 组件的流量相对值 总体而言，通过对主泵流量、和 流量、堆芯出口温度、和 冷却剂温度进行计算值和试验值的对比分析，可以看出在主泵停转后的自然循环过渡阶段的计算结果偏差较大。程序作为一维系统分析程序采用单通道模型模拟堆芯热工水力行为，未考虑组件间的换热效应，在额定工况和一般事故工况下，可以保守地预测堆芯组件的最高温度。程序采用集总模型模拟堆芯出口腔室的热工水力行为，在堆芯流量较大时，可以较为准确地预测堆芯出口的温度。但模拟自然循环过渡阶段时，堆芯流量极小，自然循环流量与堆芯温度相互影响，一维系统分析程序不考虑组件间的换热效应，难以准确模拟自然循环流量和堆芯温度，集总模型也难以精确模拟极小流量下堆芯出口腔室的三维热工水力效应。图 组件活性区上方冷却剂温度 结论 属于美国钠冷快堆 进行的一系列停堆余热排出试验之一，是有保护的全失流试验，用于证明 的自然循环能力。采用中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序 对 试验的堆芯和一回路进行建模计算，瞬态计算边界条件包括：堆芯功率、一回路主泵的转速、中间热交换器中间回路的入口钠流量和温度。计算值与试验值的对比分析表明 程序在一回路主泵惰转阶段和自然循环稳定阶段的流量和温度预测准确度较好，自然循环过渡阶段的流量和温度计算能力还有不足。在堆芯出口温度的计算分析中发现，处于堆芯出口腔室中的堆芯出口温度测点会受到三维效应的影响，一维系统分析程序对此效应的模拟能力不增刊王晋等：停堆余热排出试验 分析足，后续可考虑采用 模型对此三维效应进行详细分析。在低功率组件流量和温度的计算分析中发现，自然循环工况下低功率组件与周围较热组件的换热行为与额定工况下差别很大，一维系统分析程序的单通道模型难以进行准确的模拟，后续可考虑采用子通道模型进行详细分析。感谢美国阿贡国家实验室的 对本工作的良好建议。参考文献：，：，（）：，（）：，（）：，（）：，（）：，：，（）：，（）：，：，（），：，：，：，：，：，（）：，：王晋，张东辉，胡文军池式钠冷快堆系统分析程序开发 原子能科学技术，（）：，（）：（）原子能科学技术第 卷任丽霞，王晋，胡文军中国实验快堆失去厂外电后单台主泵停运的一回路瞬态特性分析核科学与工程，（）：，（）：（），：，王晋，张东辉快堆系统分析程序 堆芯分析模块验证 原 子 能 科 学 技 术，（）：，（）：（）王晋，王晓坤，杨军，等 无保护失流试验 分析原子能科学技术，（增刊）：，（）：（），（），（）：增刊王晋等：停堆余热排出试验 分析