WWER_1000燃料组件特点及棒弯曲分析

WWER_1000燃料组件特点及棒弯曲分析核动力工程NuclearPowerEngineering第27卷第1期(增刊)2006年2月Vol.27.No.1(S1)Feb.2006文章编号：0258-0926(2006)01(S1)-0043-05WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析姚进国（江苏核电有限公司，江苏连云港，222042）摘要：本文根据WWER-1000反应堆的 设计 领导形象设计圆作业设计ao工艺污水处理厂设计附属工程施工组织设计清扫机器人结构设计 特点及其运行实践，阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点，并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较。重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点，以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的，进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究。结果 表 关于同志近三年现实表现材料材料类招标技术评分表图表与交易pdf视力表打印pdf用图表说话 pdf 明：WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的。关键词：WWER-1000；燃料组件；棒弯曲中图分类号：TL352文献标示码：A1前言田湾核电站反应堆堆芯由163个六角形的改进型燃料组件(AFA)组成。AFA燃料是在WWER-1000/320型所采用的标准型燃料组件(FA)的基础上改进得到的。每个组件具有331个棒位，呈正三角形排列。其中有311根燃料棒、18根可放置控制棒或可燃毒物棒的导向管、1个中子测量管和1个中心管。燃料包壳及导向管等为Zr-1Nb%再结晶管，强度高、延性好；燃料棒较细(直径9.1mm)，且燃料芯块有中心孔，使得燃料芯块中心温度降低，热工裕度大。田湾核电站堆芯的热工水力设计是由俄罗斯OKBGP研究院完成的，设计采用的计算程序是俄罗斯的STAR-1和PUCHOK-1000。2WWER-1000热工设计中棒弯曲考虑2.1WWER-1000稳态热工设计准则[1]WWER-1000反应堆设计中规定的稳态热工设计准则包括下列几点：(1)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。通常用DNBR来定量表示这个限制条件。在正常运行和预计运行事件下，堆芯热通道不发生偏离泡核沸腾(DNB)的置信度不少于95%，不少于95%置信度的最小DNBR应当不小于1。为了使燃料元件不易烧毁，在计算的最大热功率下，最小DNBR不应低于某一规定值。(2)燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。(3)在稳态额定工况时，要求在计算的最大热功率情况下，不发生流动不稳定性。(4)正常运行时，冷却剂流量应当不小于设计最小值，不大于设计最大值，它们的置信度不小于95％。热工水力计算中，旁通流量采用4％；水力负荷计算中，旁通流量采用3％。2.2偏离泡核沸腾比(DNBR)2.2.1OKBGP临界热流密度关系式田湾核电站应用的临界热流密度关系式是根据带格架的棒束实验数据归纳得出的。全部实验在高压水回路上进行。棒束有7、19和37根三种，均呈三角形栅格布置；棒与棒之间中心距为12.75mm；格架间距为255mm；均匀加热的棒长度从1.75mm到3.5mm。由770个实验数据点归纳得到的Gidropress关系式简化表示为qDNB,U=f(x,ρw,p)(1)式中，qDNB,U为在均匀功率分布下，用GidropressCHF关系式计算的均匀临界热流密度，MW/m2；x为质量含汽量；ρw为质量流速，kg/(m2．s)；p为压力，Mpa。GidropressCHF关系式的适用范围：压力：7.1645.7≤≤pMPa收稿日期：2005-11-01；修回日期：2006-01-20核动力工程Vol.27.No.1(S1).200644质量流速：)sm/(kg38007002w⋅≤≤ρ含汽量：4.007.0≤≤−x2.2.2DNBR与DNBR准则及应用[2]DNBR是某处燃料元件的临界热流密度与该处燃料元件表面的实际热流密度之比()zDNBR,DNBqqN=(2)考虑临界热流密度关系式的不确定性，DNBR准则为()()z1,DNBqqKNsδ−=>1(3)式中：δ为CHF关系式的最大不确定性，根据实验数据统计，δ＝15％，其置信度不小于95％；qDNB,N为考虑非均匀功率分布因子下，用Gidro-press关系式计算得到的非均匀临界热流密度FqqUN⋅=,DNB,DNB(4)式中，F为考虑由于堆芯功率分布不均匀的修正因子；q(z)为沿高度z处的局部热流密度()qNKKKSNq∆∆⋅⋅⋅E,oPz＝(5)式中，PN为堆芯热功率，kW；S为热态下燃料棒的外表面积，m2；NK∆为堆芯热功率测量偏差；oK为总的局部功率峰值因子，Ko＝Kr·Kz；Kr为径向功率峰值因子；Kz为轴向功率峰值因子；qK∆,E为工程热流密度因子：q,E31∆∆σ＋＝qK∑∆mmqY210013＝σYm为m参数偏离的贡献。即：①燃料制造工艺参数的不确定性(燃料芯块密度、富集度、燃料芯块和包壳尺寸)为5％；②燃料芯块间隙的偏差为5％；③计算的误差为7.5％；④由于FA弯曲造成FA之间水隙变化而引起的不确定性为12％。从而：＝q∆σ30.158EqK∆＝1＋0.158＝1.16SRP规定，在DNBR计算中要通过试验或计算来适当考虑燃料棒弯曲的影响。WWER-1000堆在DNBR计算中通过对燃料棒功率峰值因子(Kr)和工程因子(KE)来考虑燃料组件及燃料棒弯曲影响。首先，在子通道计算模型中，对标准的通道单元Kr取1.5，而在热通道中取1.6。这样通过Kr的取值不同，考虑了由于燃料棒弯曲对DNBR的影响[按照西方PWR堆的概念我们可以说在Kr方面取DNBR计算的“惩罚因子”至少为(1.6－1.5)/1.5=6.7%]；其次，在工程因子方面，PWR反应堆工程因子用统计法综合燃料棒芯块直径、密度、富集度及偏心度等制造公差来确定，例如在大亚湾核电站FEQ的设计值为1.033。而在WWER反应堆取16.1,=∆qEK，该工程因子不仅考虑了燃料制造工艺参数的不确定性(燃料芯块密度、富集度、燃料芯块和包壳尺寸)5％，燃料芯块间间隙的偏差5％，计算的误差7.5％，而且考虑了由于FA弯曲造成FA之间水隙变化而引起的不确定性12％，经统计综合取1.16。显然，在WWER堆的工程因子中较PWR堆的工程因子多考虑了FA的弯曲效应，而且考虑了相当大的权重(如果不考虑棒弯曲12%的不确定性，则10.1,=∆qEK，那么，在工程因子方面对DNBR计算的“惩罚因子”为(1.16-1.10)/1.10=5.5%)。对此，IAEA专家组认为，WWER和PWR堆在DNBR计算中没有本质的区别，WWER工程因子当前的取值具有足够的安全裕度[3，4]。3燃料组件结构设计防止棒弯曲的措施田湾核电站所使用的AFA燃料组件(包括U-Gd燃料组件)，在俄罗斯Balakovo核电站1~4号机组和Volgodonsk核电站1号机组已成功运行了30多堆．年。3.1AFA与西方PWR燃料组件的特点比较(1)AFA燃料棒呈等三角形排列，较PWR的四边形排列稳定性好。(2)AFA燃料组件沿高度上共有15个定位格架(不包括底部的固定格架)，每层格架间的距离为255mm，数量上较西方PWR组件的定位格架(8个)多了1倍，定位格架间距(522mm)小一半，两者的燃料棒长度基本相同(3852mm/3842mm)。显然，在辐照或横向流作用下，燃料棒弯曲较小，即在相同的组件弯曲程度下，AFA的燃料棒间隙变化较小。(3)AFA燃料组件设置了18个导向管，而每根可以独立补偿辐照变形，较西方PWR组件的导向管的刚性连接好得多。(4)为了保证燃料棒在组件内的自由伸长空间，在燃料棒上部和组件上管座之间留有56mm姚进国：WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析45的间隙。计算表明，燃料棒在热态下最大伸长量为30mm(U-Gd棒最大伸长量为23mm)。对辐照后燃料棒的检查结果表明，最大伸长量约为14mm(U-Gd棒最大伸长量为12.5mm)，保证了燃料棒在轴向足够的伸长空间。(5)制造中对燃料棒直线度控制为不大于0.5mm/250mm，燃料包壳外径制造公差为0.06mm。3.2AFA设计为防止弯曲主要采取的改进措施(1)减小上管座弹簧组刚度，增加弹簧组行程，因而减少了轴向压缩力对导向管和堆内组件装配公差及辐照生长的敏感性，减小了对燃料组件的轴向压缩力。(2)采用耐辐照的弹簧材料，可以减小为补偿弹簧组松弛而设计的行程裕度，从而可减小对燃料组件的初始轴向压缩力。(3)增加导向管外径和壁的厚度，从而提高燃料组件的稳定性和承载能力。(4)定位格架在导向管上的可移定位(依靠弹簧夹持力)，可使循环加热和冷却过程中骨架的轴向载荷减小；(5)弹簧对导向管一一对应压紧，可以补偿导向管热膨胀和辐照生长的不均匀性。这样AFA燃料组件在设计上保证了在整个燃料运行寿期内燃料棒间隙不发生改变，即使燃料组件弯曲(组件只能发生整体弯曲)，而燃料棒间隙改变不会超出设计的范围。4WWER运行经验和AFA辐照后的检验WWER型反应堆30多年的运行经验表明，在所有运行的燃料组件中没有发生因燃料棒弯曲而引起冷却剂流道阻塞的现象，从燃料组件各侧面观测及照片显示出具有近似相同棒间隙的平行排列，燃料棒的直线度无目测可见的变化。同时，没有一个AFA组件因其完整性丧失而退出运行，控制棒组件下落时间均满足设计准则[5]。为了验证辐照后AFA燃料组件的性能指标，对巴拉科夫核电站1号机组经过6、7、8燃料循环、燃耗为42.9MW．d/kg(U)的一组燃料组件进行了解体测验。检验结果为燃料棒间隙变化范围在3.1~4.5mm之间，平均值为3.7mm，表明辐照后的燃料组件及燃料棒的各项性能指标均在设计范围内[6，7]。5AFA燃料棒弯曲对临界热流密度影响5.1国外燃料棒弯曲对临界热流密度的影响20世纪70、80年代，国内外刊物上发表很多关于燃料棒弯曲对临界热流密度的影响的研究报告(表1)。这些研究表明：棒弯曲和质量流量对临界热流密度只有轻微的影响。子通道分析指出，存在局部含汽量偏离时计算的临界热流密度大约减少1%~2％，此值难以将它从实验误差带中区别出来。将热传导分析与实验中得出的实际壁温作了比较，结果表明：在棒间隙很小的地方可以推测到有相当大的传热系数[8]。5.2俄关于燃料棒弯曲对临界热流密度的影响2001年俄罗斯专家Sinyazhnikova等做了关燃料棒弯曲对临界热流密度影响的实验研究[9]。实验在Gidropress试验台上进行，用直接加热的7个燃料棒棒束(1个布置在中心，6个布置在外围)作为燃料组件的模型，用不锈钢制成外径为9.05mm、壁厚0.5mm和长度1.22m的管束作为燃料元件的模拟器。实验分两个阶段完成：首先用直棒的棒束(未破坏燃料组件的几何形状)做测定，所得的数据用作评估燃料元件弯曲影响的基础。然后用弯棒的棒束(中间的棒束与周边棒局部接触)进行实验测定，评定弯棒对临界热流密度的影响(图1)。表1燃料棒弯曲对临界热流密度的影响Table1EffectofFuelAssemblyBowingonCriticalHeatFluxDensity实验内容实验方法实验结果实验人沸水堆燃料棒弯曲对临界热流密度的影响几根相邻的棒与棒之间的间隙缩小棒的几何形状的局部异常对临界热流密度没有明显的影响Lahey等压水堆燃料棒与棒相接触对临界热流密度的影响内层一根棒向对角线方向弯曲到与两根没有弯曲的棒相接触只是在热流密度大于某个阈值（此值随压力变化）的情况下，弯曲才有影响，而这个阈值已超出了压水堆的正常运行工况Hill等重水堆燃料棒弯曲对临界热流密度影响相邻的棒与棒之间的间隙缩小棒弯曲对临界热流密度只有轻微的影响I.Nakajima等实验在压力为15.7MPa、质量流量为1400、1800、2500和3000kg/(m2．s)的条件下分别进行。实验结果表明，所测定的实验数据与采用GidropressCHF关系式计算的值相吻合，所获得的临界热流密度的实验值没有超过限制条件范围的界限(图2)。即在“直管束和弯管束上获得的全部实验数据，都落在按GidropressCHF关系式计算的临界热流密度计算值的±26%的误差范围内”。也就是说GidropressCHF关系式也适用于对弯曲棒的临界热流密度的计算，说明棒弯曲对临界热流密度的影响不显著。6结论综上所述，在WWER-1000反应堆热工设计中用不同于西方PWR设计采用的“惩罚因子”的处理方法，保守地考虑了燃料组件及燃料棒弯曲的影响，AFA燃料组件在整个运行寿期内的工作性能能够得到保证。通过比较得到如下结论：(1)WWER-1000反应堆在DNBR计算中保守地考虑了燃料棒弯曲的效应，与西方PWR堆相比，只是在棒弯曲对DNBR影响的应用模型和处理方式以及方法上有所不同。(2)WWER-1000反应堆的运行经验和辐照后的燃料组件检验证实了AFA燃料组件在整个运行期间的工作性能是可以保证的。(3)实验研究和分析验证表明，WWER-1000燃料棒弯曲对临界热流密度的影响不显著。(4)AFA燃料组件在设计上较PWR组件具有明显的优势，设计中考虑了各种防止燃料棒弯曲变形的措施，保证在整个燃料寿期内燃料间隙的改变不超过设计范围。参考文献：[1]邬国伟.核反应堆工程设计[M].原子能出版社;1997.[2]OKBGP.Thermal-HydraulicCharacteristicsofthePri-maryCircuit.428-Ⅱp-416;2000.[3]IAEA.AnalysisofDifferencesinFuelSafetyCriteriaforWWERandWesternPWRNuclearPowerPlants:IAEA-TECDOC-1381;2003.[4]IAEA.ExpertMissiontoPeerReviewSelectedSolutionsDdoptedintheASE-91DesignWWER-1000/428Reac-torsforJiangsuTianwanNPP:EBP-ASIA-27;2000.[5]OKBGP.ResultsonPerformanceCheckofAdvancedFuelAssembly(AFA)PrototypeafterIrradiationTest.ReferenceNumber[M]:201230741;2002.[6]OKBGP.JustificationofOperabilityforWWER-1000FuelRodsof4-yearFuelCycleunderSteady-StateOp-eratingConditions.428-Ⅱp-466;2001.[7]OKBGP.AnalysisofAFABehaviorduringThreeCyclesofIrradiation.428-Ⅱp-658;2003.[8]沸腾传热和两相流.棒弯曲对临界热通量影响的研究[M].北京：原子能出版社，1981.[9]OKBGP.ExperimentalandAnalyticalStudyoftheinFluenceofFuelRodBendinginWWER-1000FuelAs-sembliesonCriticalHeatFlux.ReferenceNumber:462-O-011;2004.(下转第52页)图1模拟燃料组件的棒束模型Fig.1BundleModelofFuelAssembly图2实验数据与GidropressCHF关系式计算值的比较Fig.2ComparisonoftheExperimentalDataandGidropressCHFCalculatedValueAnalysisofCharacteristicCurvesforNaturalCirculationFlowExcursionatLowSteamQualityConditionsYANGXin-tuan，JIANGSheng-yao，ZHANGYou-jie(KeyLaboratoryofAdvancedReactorEngineeringAndSafetyofMinistryofEducationofChina，InstituteofNuclearEnergyTechnologyofTsinghuaUniversity，Beijing，100084，China)Abstract：NaturalcirculationflowexcursionhasbeenobservedonthetestloopHRTL-5underlowsteamqualityconditions,whichsimulatesthegeometryandsystemdesignofthe5MWfullpowernaturalcirculationNuclearHeatingReactor.BymeansofaFour-Equations-Drift-FluxModel,whichhasconsideredthesub-cooledboiling,condensationandvoidflashing,thecomputationalcodeshavebeendeveloped,fromwhichthenaturalcirculationcharacteristiccurvesanditsoperationcurvehavebeenobtained,andthebifur-cationcurveandthestaticinstabilityboundaryhavebeendetermined.ThereforetheMethodofCharacteristicCurvesAnalysishasbeenpresented.AnalyticalresultsshowthattheCharacteristicCurvesAnalysisMethodistheeffectiveapproachtostudythenaturalcirculationstaticflowinstability;Decreasingtheheatfluxoroutlettwo-phaseresistance,andincreasingthesystempressureorinletsingle-phaseresistanceareusefultoavoidthenaturalcirculationflowinstability.Keywords:Drift-fluxmodel，Two-phaseflow，Naturalcirculation，Nuclearheatingreactor作者简介：杨星团(1970—)，男，博士，助理研究员。2002年毕业于清华大学反应堆工程专业。现从事反应堆热工水利学研究工作。姜胜耀(1959—)，男，研究员，博士生导师。1994年毕业于德国斯图加特大学，获博士学位。现从事反应堆热工水利学研究工作。张佑杰(1965—)，男，副研究员。1996年毕业于清华大学反应堆工程专业，获硕士学位。现从事反应堆热工水力学研究工作。(责任编辑：张明军)(上接第46页)CharacteristicofFuelAssembliesandAnalysisofFuelRodBowingofWWER-1000YAOJin-guo（JiangsuNuclearPowerCorporation，Lianyungang，Jiangsu，222042，China）Abstract：BasedonthedesigncharacteristicsofWWER-1000typereactorandtheoperationpractice,thispaperdescribesthecharacteristicsofthefuelassemblyofWWER-1000andcompareswithPWRinwesterncountries.Especially,thispaperanalyzesthebowingperformanceofthefuelassemblyofWWER-1000andthebowinginfluenceonthethermo-hydraulicsandfuelassemblydesign,andclarifiestheexperimentalresultsofthebowingeffectonthecriticalheatfluxdensity(CHF),whichconfirmsthattheper-formanceofWWER-1000fuelassemblyintheentireoperationlifecanbeguaranteed.Keywords：WWER-1000，Fuelassembly，Rodbowing作者简介：姚进国(1974—)，男，工程师。1999年毕业于西安交通大学反应堆工程专业。现从事堆芯热工水力计算与分析工作。(责任编辑：陈世君)