田灣核電站TVS-2M先導(dǎo)組件堆芯熱工水力分析

姚進(jìn)國(guó)，李旭東，楊曉強(qiáng)，李載鵬，楊高升

(中國(guó)核電江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

中國(guó)核電有限公司旗下的田灣核電站一期工程兩臺(tái)機(jī)組采用俄羅斯的WWER-1000/428型反應(yīng)堆裝置，并于2007年5月和8月兩臺(tái)機(jī)組相繼投入商業(yè)運(yùn)行，設(shè)計(jì)循環(huán)長(zhǎng)度7 000 h，換料周期為年度換料，負(fù)荷因子80%，與國(guó)內(nèi)外核電機(jī)組相比，其運(yùn)行經(jīng)濟(jì)性偏低。為了提高田灣核電站機(jī)組運(yùn)行的負(fù)荷因子及核電站經(jīng)濟(jì)性，田灣核電站通過(guò)引進(jìn)高性能TVS-2M燃料組件，采用18個(gè)月燃料循環(huán)換料策略，并確定在一、二號(hào)機(jī)組第8燃料循環(huán)逐步開(kāi)始向18個(gè)月燃料循環(huán)過(guò)渡。

2010年12月，TVS-2M先導(dǎo)組件的方案設(shè)計(jì)及堆芯論證工作完成，并獲得國(guó)家核安全局的批準(zhǔn)。一號(hào)機(jī)組第5燃料循環(huán)反應(yīng)堆堆芯由157個(gè)AFA燃料組件和6個(gè)TVS-2M先導(dǎo)燃料組件組成，目前6個(gè)先導(dǎo)組件正運(yùn)行在第7燃料循環(huán)，運(yùn)行考驗(yàn)情況良好，為田灣核電站一、二號(hào)機(jī)組實(shí)施長(zhǎng)周期換料策略奠定了基礎(chǔ)。鑒于TVS-2M燃料組件與目前田灣核電站使用的AFA組件在結(jié)構(gòu)上存在較大差異，為了確保過(guò)渡堆芯的安全和可靠運(yùn)行，通過(guò)在機(jī)組上的試驗(yàn)測(cè)量來(lái)驗(yàn)證TVS-2M燃料組件的性能及與AFA燃料組件的相容性，同時(shí)驗(yàn)證熱工水力設(shè)計(jì)程序計(jì)算模型的合理性以及計(jì)算結(jié)果與試驗(yàn)結(jié)果的符合性。

1 TVS-2M先導(dǎo)組件特點(diǎn)

與AFA組件相比，TVS-2M組件在設(shè)計(jì)上的改進(jìn)主要包括：1) 定位格架與導(dǎo)向管采用焊接方式；2) 定位格架數(shù)量減少，格架外條帶的厚度和寬度增加；3) 燃料棒活性段兩端長(zhǎng)度增加；4) 燃料芯塊外徑增加，芯塊中心孔減小等。通過(guò)上述改進(jìn)，提高了TVS-2M組件的結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性，并增加了燃料裝載量。燃料最大運(yùn)行時(shí)間延長(zhǎng)到40 000 h，設(shè)計(jì)的最大燃耗為60 MW·d/kgU[1-2]。TVS-2M燃料組件與AFA燃料組件參數(shù)對(duì)比列于表1。

表1 TVS-2M與AFA燃料組件主要參數(shù)對(duì)比

2 穩(wěn)態(tài)熱工水力分析

熱工水力分析的目的是驗(yàn)證反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)工況下的參數(shù)是否滿(mǎn)足熱工水力設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，即在滿(mǎn)足“雙95%”條件下，燃料棒外表面不發(fā)生DNB；燃料包殼外表面最大溫度不超過(guò)352 ℃；燃料芯塊最高溫度應(yīng)低于熔化溫度。穩(wěn)態(tài)熱工分析的主要參數(shù)包括通過(guò)反應(yīng)堆和燃料組件的流量、燃料組件的冷卻劑溫升、堆芯壓降、燃料棒包殼外表面最大溫度、堆芯出口冷卻劑過(guò)冷度以及最小DNBR等。

2.1 計(jì)算程序簡(jiǎn)介

穩(wěn)態(tài)熱工水力分析采用STAR-1和PUCHOK-1000穩(wěn)態(tài)計(jì)算程序。STAR-1用于計(jì)算一回路冷卻劑溫度、流量、壓降、燃料組件冷卻劑流量及比焓分布等總體參數(shù)。STAR-1將反應(yīng)堆和一回路視作1個(gè)水力網(wǎng)絡(luò)，網(wǎng)絡(luò)每段范圍內(nèi)冷卻劑都是一維流動(dòng)，在堆芯段和蒸汽發(fā)生器管束段內(nèi)都是一維熱交換[3]。

PUCHOK-1000計(jì)算程序是計(jì)算燃料棒束的穩(wěn)態(tài)子通道熱工水力分析程序，根據(jù)沿棒束截面和高度的冷卻劑局部參數(shù)(比焓、質(zhì)量流密度)，計(jì)算臨界熱流密度和表面?zhèn)鳠嵛C(jī)裕度及棒束內(nèi)表面?zhèn)鳠嵛C(jī)裕度因子的最小值，并確定其所在的計(jì)算坐標(biāo)(網(wǎng)格序號(hào)和沿高度的段序號(hào))[4]。

PUCHOK-1000程序考慮堆芯燃料組件的徑向、軸向功率分布，非均勻幾何，子通道的湍流攪混以及燃料棒與冷卻劑之間的傳熱。在求解計(jì)算棒束內(nèi)局部熱工水力參數(shù)的方程組時(shí)，采用了平分間隔法以及利用松弛因子的簡(jiǎn)單迭代法，以保證求解能量方程所需的穩(wěn)定性。

采用的臨界熱流密度關(guān)系式是根據(jù)帶格架的棒束實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)歸納得出的Gidropress關(guān)系表達(dá)式：

qDNB=0.95(1-x)-0.95+0.105p·

式中：qDNB為均勻功率分布條件下用Gidropress關(guān)系式計(jì)算的均勻臨界熱流密度，MW/m2；x為發(fā)生DNB點(diǎn)的相對(duì)含汽率，范圍為-0.07～0.4；p為壓力，范圍為7.45～16.7 MPa；ρw為質(zhì)量流速，范圍為700～3 800 kg/(m2·s)。

2.2 穩(wěn)態(tài)計(jì)算輸入

計(jì)算中考慮了最保守的參數(shù)偏差組合，4臺(tái)冷卻劑泵運(yùn)行工況下，考慮參數(shù)偏差的反應(yīng)堆熱工水力主要輸入?yún)?shù)列于表2。

表2 反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)主要輸入?yún)?shù)

3 計(jì)算結(jié)果

3.1 AFA燃料組件與TVS-2M先導(dǎo)燃料組件堆芯熱工參數(shù)對(duì)比

AFA燃料組件堆芯和裝入6組先導(dǎo)燃料組件堆芯的計(jì)算結(jié)果表明：裝入6組TVS-2M先導(dǎo)燃料組件堆芯較全AFA燃料組件堆芯的反應(yīng)堆流量減少0.06%；通過(guò)TVS-2M燃料組件的冷卻劑流量較AFA燃料組件減少7%左右[5]?？紤]保守的參數(shù)偏差組合，第5～8燃料循環(huán)裝有6組TVS-2M先導(dǎo)組件堆芯的熱工水力參數(shù)計(jì)算結(jié)果列于表3。

3.2 試驗(yàn)測(cè)量結(jié)果

為驗(yàn)證從第5燃料循環(huán)裝入6組TVS-2M先導(dǎo)燃料組件堆芯設(shè)計(jì)和運(yùn)行安全準(zhǔn)則的滿(mǎn)足性，跟蹤測(cè)量第5～7燃料循環(huán)的堆芯熱工水力參數(shù)，在換料大修后反應(yīng)堆達(dá)到滿(mǎn)功率運(yùn)行狀態(tài)下完成了熱工水力參數(shù)的試驗(yàn)測(cè)量。測(cè)量的參數(shù)包括反應(yīng)堆功率，冷卻劑溫度，冷卻劑流量，以及反應(yīng)堆、一回路、蒸汽發(fā)生器壓力損失等熱工水力參數(shù)，熱工水力測(cè)量結(jié)果[6]表明，各項(xiàng)參數(shù)均滿(mǎn)足驗(yàn)收準(zhǔn)則，詳細(xì)試驗(yàn)結(jié)果列于表4。

表3 計(jì)算結(jié)果

表4 熱工水力測(cè)量試驗(yàn)結(jié)果

續(xù)表4

另外，在機(jī)組大修卸料期間完成對(duì)燃料組件的變形檢查測(cè)量，測(cè)量結(jié)果表明，燃料組件變形的形式主要有S形和C形兩種，不同燃料循環(huán)下組件的最大變形量均小于參考限值，TVS-2M組件在同等條件下較AFA組件的變形量小[7]，該測(cè)量結(jié)果與俄羅斯核電站TVS-2M組件應(yīng)用實(shí)踐基本相符[8-9]。測(cè)量結(jié)果列于表5。

表5 燃料組件最大變形量測(cè)量結(jié)果

4 結(jié)論

田灣核電站一號(hào)機(jī)組從第5燃料循環(huán)裝入6組TVS-2M先導(dǎo)燃料組件，反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工水力分析結(jié)果表明，堆芯熱工水力設(shè)計(jì)參數(shù)滿(mǎn)足穩(wěn)態(tài)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則要求；機(jī)組運(yùn)行中堆芯熱工水力參數(shù)實(shí)測(cè)結(jié)果以及燃料組件變形檢查表明，堆芯各熱工水力參數(shù)滿(mǎn)足試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則要求，TVS-2M燃料組件在同等條件下較AFA燃料組件的變形量小，燃料組件變形量遠(yuǎn)低于參考限值。通過(guò)對(duì)裝入先導(dǎo)燃料組件堆芯的熱工水力分析及試驗(yàn)測(cè)量，驗(yàn)證了TVS-2M燃料組件的運(yùn)行性能及與AFA燃料組件的相容性，保證堆芯在過(guò)渡循環(huán)下的運(yùn)行可靠性和安全性，同時(shí)驗(yàn)證了熱工水力設(shè)計(jì)程序計(jì)算模型的合理性以及計(jì)算結(jié)果與試驗(yàn)結(jié)果的符合性。

參考文獻(xiàn)：

[1]MEDVEDEV V S. Justification of operation of six pilot TVS-2M starting from the fifth fuel cycles at TNPP, Unit 1[R]. Moscow: OKB Gridropress, 2009.

[2]VOLKOV E, PAVLOVICHEV A, PAVLOV V, et al. Calculation of neutron physics characteristics of transient fuel cycles, beginning from the 8th fuel cycle, with reaching the equilibrium fuel cycle of TNPS, Units 1&2[R]. Moscow: NRC Kurchatov Institute, 2011.

[3]Tianwan NPP. Stationary thermo-hydraulic calculation of the reactor and primary circuit “STAR-1”: Description of computer code, 428-Pr-281[R]. Moscow: OKB Gidropress, 1998.

[4]Tianwan NPP. Calculation of DNBR in fuel rod bundles “PUCHOK-1000”: Description of computer code, 428-Pr-289[R]. Moscow: OKB Gidropress, 1998.

[5]Tianwan NPP. Topical report: Steady state conditions with operation of four, three and two RCP sets 428-Pr-743[R]. Moscow: OKB Gidropress, 2011.

[6]姚進(jìn)國(guó)，冷金珍. 田灣核電廠反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)[J]. 核動(dòng)力運(yùn)行研究，2005，18(4)：10-13.

YAO Jinguo, LENG Jinzhen. The reactor thermohydraulic design of Tianwan Nuclear Power Station[J]. Nuclear Power Operation Research, 2005, 18(4): 10-13(in Chinese).

[7]姚進(jìn)國(guó). WWER-1000燃料組件特點(diǎn)及棒彎曲分析[J]. 核動(dòng)力工程，2006，27(1)：43-46.

YAO Jinguo. Characteristic of fuel assemblies and analysis of fuel rod bowing of WWER-1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 43-46(in Chinese).

[8]Tianwan NPP. Topical report: Experimental study of TVS-2M, 428-Pr-736[R]. Moscow: OKB Gidropress, 2009.

[9]Tianwan NPP. Topical report: Operational experience of TVS-2M at Russian NPPs, 428-Pr-747[R]. Moscow: OKB Gidropress, 2011.