改进型格架对堆芯最小DNBR的影响分析

任春明　黄慧剑　邱志方

【摘 要】为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能，秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面，现行堆芯最小DNBR计算方法的适用性是安审中心重点关注问题之一。本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考，分析名义工况和典型事故工况下，采用改进型定位格架AFA 3G燃料组件对堆芯最小DNBR的影响。

【关键词】秦山第二核电厂；长燃料循环；改进型格架；DNBR

0 引言

为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能，AREVA公司设计推出了改进型定位格架。AREVA以后的供货中将不再提供标准格架的条带。秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。中国核动力院就该改进项对反应堆设计的各方面影响进行了研究分析。在对热工水力和安全分析的影响方面，现行堆芯最小DNBR计算方法的适用性是安审中心重点关注问题之一。

目前，国内各压水堆核电站热工水力设计中，采用一种典型的堆芯子通道划分和径向功率分布，即假设热组件在堆芯中心，热棒在热组件中心。而改进型定位格架AFA 3G燃料组件，相对标准AFA 3G燃料组件其总阻力系数不变，内部栅元阻力系数减小约3%，而边角栅元阻力系数增大约30%，这将不利于边角栅元的DNBR。国内外核电厂的运行经验表明，当采用可燃毒物时，存在热棒出现在边角栅元的可能性。因此，安审中心对采用改进型定位格架AFA 3G，假设热棒发生在组件边角栅元时，采用现行方法计算的堆芯最小DNBR是否仍然适用提出了质疑。

本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考，分析名义工况和典型事故工况下，采用改进型定位格架AFA 3G代替标准AFA 3G燃料组件对堆芯最小DNBR的影响。

1 改进型格架描述

2000年以来的运行经验反馈显示，燃料组件装卸料操作过程中的格架破损增多。为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能，AREVA公司设计推出了改进型定位格架。

改进型定位格架相对标准AFA 3G格架主要有如下改进：

1）增加了外条带上部导向翼数量，增加了外条带导向翼宽度；

2）内条带端部设置了外条带导向翼的支撑结构，改进了外围燃料棒限位刚凸；

3）外条带上开孔；

4）去掉导向管栅元条带下部的开槽，减小焊舌长度，减小所有内条带上装配槽的宽度。

2 计算程序

本文计算分析采用的程序是FLICA III-F3.4。

FLICA程序由法国CEA研制，可以描述在分离通道内或相连通道内流体的稳态流动和瞬态流动，用于采用棒束加热元件的各种反应堆和实验回路的热工水力分析。

2.1 模型简介

该程序采用的坐标系由Oz轴和Or轴组成，Oz轴与通道轴线平行，而Or轴与子通道间的交界面相垂直。这种坐标系使它可能不限于矩形几何形状。

通道实质上用横截面积、水力直径、加热周长来表示。子通道之间的联系主要取决于间隙宽度、表征横向流阻力的水力直径以及用来计算界面上各物理值导数的耦合特性长度。

任何一个通道都可以加上一个给定的热流密度，每个通道热流密度的轴向分布可相同，也可以不相同。

边界条件是：

（1）规定的进口压力或出口压力；

（2）规定的进口流量分配或进出口之间的压降；

（3）给定的进口比焓分布或进口流体温度。

2.2 临界热流密度关系式

FLICA程序包含FC、WRB-1和W-3等临界热流密度关系式。

本文计算中采用的关系式是FC关系式。

FC关系式是专门根据在有和没有跨间搅混格架的FRAMATOME 17×17燃料组件上试验得到的临界热流密度数据基础上开发的。根据局部流体条件，这个关系式能直接考虑典型栅元和导向管冷壁栅元的影响，均匀和非均匀热流密度分布，以及棒加热长度和格架间距的变化。

变量的适用范围如下：

压力：2.07MPa～17.06MPa；

局部质量流速：930kg/m2.s～4790kg/m2.s；

局部含汽率：-22%～+44%。

3 计算工况和主要假设

已有相关敏感性分析研究结果表明，热通道的最小DNBR相对全堆芯径向功率分布（对相同的F N ？驻H值）而言是不明感的。因此，本文中相关计算仍假设热组件在堆芯中心，只修改热组件及相邻3个组件的棒束功率分布等假设，其余计算条件保持一致。

本文根据不同燃料组件和热棒位置的不同组合，计算以下四种工况时的堆芯DNBR：

（1）工况A：AFA 3G燃料组件，热棒在热组件中心；

（2）工况B：AFA 3G燃料组件，热棒在热组件角栅元；

（3）工况C：改进型定位格架AFA 3G燃料组件，热棒在热组件中心；

（4）工况D：改进型定位格架AFA 3G燃料组件，热棒在热组件角栅元。

3.1 燃料组件

改进型定位格架AFA 3G燃料组件相对AFA 3G燃料组件的主要是机械性能方面的改进，其对热工水力方面的影响主要体现在格架局部阻力系数的改变。

（1）总体阻力系数保持不变；

（2）局部阻力系数（导向管栅元、典型栅元、边栅元、角栅元）取值及与原AFA3G燃料组件对应系数的比较如下（表1）：

3.2 通道划分及径向功率分布

FLICA程序进行堆芯热工水力性能分析时，将堆芯划分为若干子通道。通道划分对通道类型及大小并没有严格的限制，可以根据计算需要作不同的划分。因此，子通道可以是一个典型栅元或导向管栅元，几个栅元的组合，也可以是一个组件或几个组件的组合。

图1给出目前热工水力分析采用的一种典型的堆芯子通道划分示意图。为求得中心热组件的热工水力参数，特别是堆芯最小DNBR，划分通道时将中心组件做了精细划分。

假设热棒在组件角栅元时，则在角栅元附近做了详细通道划分，如图2所示。

堆芯组件径向功率分布保持一致，只修改热组件及相邻3个组件的棒束径向功率分布。修改原则如下：

（1）热棒功率均为1.60；

（2）热组件相邻3个组件均采用热组件平均功率。

假设热棒在热组件角栅元时，还保守假设热组件3个相邻组件的角栅元棒束功率也采用1.60。法玛通公司根据实际热工水力设计经验表明，这一假设将带来约12%的焓升影响（约20%的最终DNBR值影响）。

最终，这些假设的功率分布将通过相关专业的燃料管理进行验证。

3.3 名义工况和典型事故工况

不同燃料组件和热棒位置的DNBR影响分析中，典型事故选取如下：

（1）落棒事故；

（2）次临界提棒事故；

（3）失流事故。

4 计算结果及分析

各工况最小DNBR计算结果如表2所示。

从表2可以看出：

（1）对于AFA 3G燃料组件，各工况下热棒在热组件中心较热棒在角栅元时的最小DNBR小；

（2）采用改进型格架AFA 3G燃料组件、热棒在角栅元时的堆芯最小DNBR与采用AFA 3G燃料组件、热棒在中心时的相比差异较小（<1%，如名义工况、落棒和失流事故时），或具有较大的最小DNBR值（如次临界提棒轴事故时）；同时，仍满足事故分析限值准则要求。

对于工况A和工况D的比较结果，虽然工况D名义工况和全失流事故工况下的堆芯最小DNBR较工况A的小，但差异较小（<1%）。而在工况D的计算中考虑“热组件3个相邻组件的角栅元棒束功率也采用1.60”这一假设足够抵消这一差异。因此，即时采用改进型定位格架AFA 3G燃料组件代替标准AFA 3G燃料组件，在热工水力设计中采用AFA 3G燃料组件参数、典型的堆芯子通道划分和径向功率分布的方式得到的结果是适用的。

5 结论

本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考，分析了名义工况和典型事故工况下，采用改进型定位格架AFA 3G或标准AFA 3G燃料组件，热棒在热组件中心或角栅元四种情况下的堆芯最小DNBR。分析结果表明，现行的采用AFA3G燃料组件参数、假设热棒在热组件中心得到的堆芯最小DNBR结果是否仍然适用的。

[责任编辑：王楠]