第51卷第12期2017年12月
原子能科学技术
Atomic Energy Science and Technology
Vol. 51,No. 12
Dec. 2017
小型核动力装置自然循环运行特性分析
孔松，于雷，袁添鸿，李伟通
(海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉430033)
摘要：本文以小型一体化自然循环反应堆为研究对象，用RELAP5/MOD3.2对反应堆系统、中间回路及 二回路系统进行建模，对反应堆单双环路切换及偏环路运行时反应堆的自然循环运行特性进行数值模 拟研究。计算结果表明：在反应堆自然循环运行工况下，进行单双环路切换及偏环路运行时，堆芯能重 新建立稳定的自然循环。双环路切换至单环路后，堆芯出口温度降低，堆芯自然循环平衡流量降低但仍 大于初始
值的1/2；单环路切换至双环路运行时，堆芯流量、温度均与双环路稳定工况的一致；偏环路运 行时故障环路循环流量降低，正常环路自然循环流量升高，堆芯总流量降低的数值为二者之差。
关键词：核动力装置；单双环路切换；偏环路运行；自然循环；瞬态分析
中图分类号：T L33 文献标志码：A文章编号：1000-6931(2017)12-2143-06
doi：10. 7538/yzk.2017. 51. 12. 2143
Research on Natural Circulation Characteristic
of Small Nuclear Power Plant
KONG Song, YU lei, YU AN Tian-hong, LI Wei-tong
{Department o f Nuclear Science and Engineering , Naval University o f Engineering •,Wuhan430033, China) Abstract ：The small nuclear power plant was aimed as a reference in this w ork, and the models of the reactor coolant system, the intermediate and the secondary loop system were established by RELAP5/MOD3. 2. The transition processes of single to double loop switch of the reactor and asymmetric loop operation were simulated to analyze the natural circulation characteristics.
The results show that when the reactor switches from single to double loop operation and asymmetric loop operation under natural circulation, the core can rebuild stable natural circulation operation. In the case of double to single loop operation, core outlet temperature and flow rate reduce, but the flow rate is grea­ter than 1/2 of the original flow rate. In the case of single to double loop operation, core outlet temperature and flow rate are consistent with those of steady state. In the case of asymmetric loop operation, the flow rates of core and fault loop reduce, but the flow rate of normal loop increases and the decrease in total flow rate is the difference between the flow rates of two loops.
Key words：nuclear power plant；single and double loop switch；asymmetric loop opera­tion；natural circulation；transient analysis
收稿日期：2017-08-29；修回日期：2017-09-ll
作者筒介：孔松（1992—），男，河北定州人，硕士研究生，从事核反应堆安全分析研究
2144原子能科学技术 第51卷
自然循环是指在闭合回路内，不依靠泵的 驱动力而仅依靠冷热段流体密度差产生的驱动 压头来实现的循环流动。自然循环对于实现核 动力装置非能动余热排出功能、提升反应堆的 固有安全性、简化装置系统配置等均具有十分 重要的意义s
目前国内在小型核动力装置自然循环领域的 研究已取得很多成果。任成等&]用自然循环的试 验台架进行了小型堆冷却剂回路自然循环稳态特 性的实验研究；石康丽等®运用R E L A P 5程序对小 型自然循环铅冷快堆进行了瞬态安全分析；吴裔 等[3]以某小型堆为对象，对自然循环系统流动阻 力特性进行了理论和实验研究；刘洋等[€在 N H R 200的基础上，对一体化供热堆主回路单相 自然循环实验比例进行了分析和设计。
某小型核动力装置设计采用了一体化反应 堆全自然循环运行方式，其设备布置紧凑、管路 少，反应堆安全性能高，可作为海上浮动式核电 平台的优选堆型&由于采用双环路设计，在实 际运行时可能会出现单环路或偏环路运行方 式，堆芯自然循环可能会偏离正常运行范围9 目前关于自然循环异常工况下的运行特性研究 很少。本文对异常工况下反应堆自然循环建立
的瞬态响应过程进行模拟计算和分析，以获得 堆芯异常工况下的自然循环运行特性。
1系统简介和模型划分
某小型核动力装置采用反应堆全自然循环
冷却方式，由反应堆冷却剂系统、中间回路及二 回路系统组成，中间回路采用双环路运行方式，
每个环路包含4台主换热器、1台蒸汽发生器、 1台中间回路泵、1台稳压器及相应的管道与阀 门等。其
基本工作原理为：冷却剂由堆芯加热， 在自然循环驱动压头的作用下，流过8台换热 器的一次侧并与中间回路的流体发生热量交 换，然后经环形下降通道流入下腔室，形成反应 堆自然循环的回路；中间回路通过泵的运行将 能量传输到蒸汽发生器，蒸汽发生器将热量传 递到二回路系统进行发电。
采用R E L A P 5/M O D 3. 2程序对该小型核 动力装置进行建模，模型包含一体化反应堆系 统(含稳压器）、中间回路、简化的二回路。具体 设备包括反应堆压力容器及稳压器、8台换热 器、中间回路泵、中间回路稳压器、蒸汽发生器、 管路与阀门等，如图1所示。图1中：堆芯活性 区划分为平均管、热管、控制棒旁路通道3个部
图1
小型核动力装置系统控制体划分
Fig. 1
Control volume for small nuclear power plant system
换
reactor 性能热器一二次侧环形下降通
道
第12期 孔松等：小型核动力装置自然循环运行特性分析2145
件；堆芯上部为稳压器及安全阀；反应堆冷却剂 流经换热器壳侧，来自中间回路的流体在换热 器管内流动；二回路仅模拟蒸汽发生器、简化的 给水管路与蒸汽管路。
2稳态工况及瞬态分析
2. 1 稳态工况
小型核动力装置通过稳步提升控制棒至满
功率，开启中间回路泵和阀门及投入二回路来建 立稳定的自然循环工况。在自然循环建立的过 程中，自然循环的冷却剂系统与中间回路系统及 二回路系统不断地耦合反馈，最终得到稳定的运 行参数，其满功率稳态运行工况的参数对比列于 表1，表1中参数均进行了归一化处理。计算表 明，本文针对小型核动力装置的建模正确，具有 良好的精确性，满足其运行安全分析的需求，可 进一步用于自然循环瞬态过程分析。
表
1小型核动力装置满功率运行参数对比
Table 1 Comparison of parameter of small nuclear  power plant in full-power steady-state condition
参数 设计值 计算值堆芯出口温度100•9982堆芯进口温度100•9979堆芯质量流量100•9993换热器二次侧出口温度101.0053换热器二次侧进口温度
101.0072二回路流量101.0086蒸汽产生量101.0499蒸汽出口温度
10
0•9970
2. 2单双环路切换瞬态分析
从理论上分析，该小型核动力装置中间回
路出现设备故障或管道发生破口时，可通过隔 离故障环路来实现单环路运行；故障排除后，可 重新投入故障环路实现双环路运行。理论上分 析首先需要通过数值模拟的方法进行初步验 证，以进一步了解装置自然循环运行特性，为后 续反应堆安全运行规程制定提供理论依据。
模拟计算的假设条件为：1) 500 s 之前， 反应堆处于满功率运行工况，所有系统均投 入正常运行；2) 500 s 时，假设某个环路发生 故障，3 s 内关闭故障环路的驱动泵和隔离阀， 并停止蒸汽发生器给水，手动调节控制棒，使 功率在120 s 内线性地降为50%额定功率；3) 2 500 s 时假设故障环路恢复正常，
需重新 投入，3 s 内打开环路驱动泵和阀门，恢复蒸汽 发生器给水，并调节控制棒将功率在120 s 内 线性提升至100%额定功率。
图2〜4示出小型核动力装置在单双环路 切换运行工况下，堆芯自然循环总流量、正常与 故障环路换热器一次侧流量，以及堆芯进、出口
图2单双环路切换瞬态下堆芯流量响应
Fig. 2 Response of core flow rate under single and
double loop switch
a —正常环路；
b —故障环路
图3
单双环路切换瞬态下换热器一次侧流量响应
Fig. 3
Response of primary side flow rate of heat exchanger under single and double loop
switch
2146原子能科学技术 第51卷
时间/s
0.%L
1 000
2 000
3 000时间/s
4 000
图5
偏环路运行瞬态下堆芯流量响应
Fig. 5
Response of core flow rate
under asymmetric loop operation
算的假设条件为：1) 500 s 之前，反应堆处于满 功率运行工况，所有系统均投入正常运行;
2) 500 s 时，某个环路1台换热器发生故障失 去换热能力，隔离故障换热器；3) 2 500 s 时故 障换热器恢复正常，重新投入。
图5〜9示出小型核动力装置在偏环路运 行工况下，堆芯自然循环总流量、正常与故障环 路换热器一次侧流量及出口温度、堆芯出口温
1 000
2 000
3 000
4 000
时间/s 1.020
温度随时间的变化。图中参数皆进行了归一化 处理，即为动态值/初值。
计算结果表明：在双环路切换至单环路的
瞬态过程中（500 S 时），由于故障环路的隔离， 导致故障环路的换热器无法带走堆芯的热量， 使该环路换热器内自然循环流量中断。反应堆 降低功率后，正常环路自然循环在1 200 S 左右 能够达到新的自然循环平衡态，一次侧流量要 比双环路运行时高；由于堆芯等效流通面积增 大，堆芯自然循环稳定流量降低但仍大于初始 值的1/2，在蒸汽压力不变的条件下，堆芯出口 温度相比双环路运行时要低。
在单环路切换至双环路的瞬态过程中 (2 500 s 时），由于故障环路换热器恢复正常运 行，其自然循环流量能在1〇〇 s 内迅速建立并 与故障前基本一致，系统稳定运行参数与故障 前运行参数也基本一致。
2.3偏环路运行瞬态分析
偏环路运行工况下模拟反应堆出现某个环 路换热器故障失去换热能力时的瞬态特性。计
a——
正常环路；b —故障环路
图6
偏环路运行瞬态下环路换热器一次侧流量响应
Fig. 6
Response of primary side flow rate of heat exchanger in loop under asymmetric loop operation
图4
单双环路切换瞬态下堆芯进、出口温度响应
Fig. 4
Response of core inlet and outlet temperatures under single and double loop switch
21098
76543
55544444444 2 0 8 6 4
0 0 0 9 9 91
X  1x  1X 0
S T
5 0 5 0 5 0 1
1 11
o  o  9
9
•°-0-0-0-9-91X  1x  1X  1
X
第12期 孔松等：小型核动力装置自然循环运行特性分析2147
0.951--------------1--------------1-------------1--------------1
0 1 000    2 000 3 000    4 000
时间/s
图9
归一化功率响应
Fig. 9
Response of normalized power
2
500 S 时，假设故障换热器恢复换热能
力，正常环路换热器一次侧流量先下降而后达
到稳定工况，故障环路换热器一次侧流量先上
升而后达到稳定工况，两环路的自然循环流量 与稳态一致；反应堆功率则由于堆芯平均温度
'
1 000
2 000
3 000
4 000
时间/s
图7
偏环路运行瞬态下堆芯出口温度响应
Fig. 7
Response of core outlet temperature
under asymmetric loop operation
的降低而上升，平衡功率也与稳态一致。
3结论
结合某小型核动力装置的堆芯结构特点和
自然循环的运行特性，以R E L A P 5/M O D 3. 2 为数值建模工具，对自然循环的反应堆冷却剂
系统、中间回路及二回路系统进行建模，所得结 论如下。
1) R E L A P 5/M O D 3. 2程序可适用于小型 核动力装置的自然循环稳态运行工况、异常运 行工况的数值模拟分析。
2) 在进行反应堆单双环路切换时，堆芯最终建立稳定的自然循环，瞬态过程中各参数 变化平稳。双环路切换至单环路时，堆芯出口 温度降低，堆芯流量降低但仍大于初始值的 1/2；单环路切换至双环路时，堆芯流量、温度均
0 1 000    2 000 3 000    4 000 0 1 000    2 000 3 000    4 000
时间/s 时间/s
a —故障环路;
b —正常环路
图8
偏环路运行瞬态下换热器一次侧出口温度响应
Fig. 8
Response of primary side outlet temperature
of heat exchanger under asymmetric loop operation
度及功率随时间的变化。由图5〜9可知，对于故障环路，在偏环路 运行瞬态过程中（500 s 时），由于1台换热器故 障失去换热能力，导致故障环路换热器一次侧 出口温度升高，进出口温差减小，密度差减小， 该环路的驱动压头降低，自然循环能力下降了 10% ；对于正常环路，由于换热量的增加，其自 然循环的流量升高3%，反应堆自然循环达到新 的稳定工况时，反应堆平衡流量仅降低2%；在 瞬态运行过程中，由于堆芯自然循环流量下降， 使堆芯平均温度升高，引入负反应性，使反应堆 功率下降，平衡功率为原来的95. 6%。
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