临界热流密度实验研究进展

第24卷　第1 期 2 0 0 3　年2月

　

文章编号：０２５８－０９２６（２００３）０１－０２４－０４　　

核 动 力 工 程

Nuclear Power Engineering

Vol. 24. No.1 Feb. 2 0 0 3

临界热流密度实验研究进展　

肖泽军，陈炳德，李忠朋，贾斗南　

　

（１．　西安交通大学，西安，７１００４９；２．　中国核动力研究设计院，成都，６１００４１）　

１

２

２

１

　　

摘要：临界热流密度是重要的限制性热工参数，它的大小直接影响反应堆的安全性和经济性。本文介绍了我国核电站临界热流密度实验研究进展，比较了国外核电站临界热流密度研究发展状况。文章认为，我国临界热流密度实验研究的发展方向是进行全长棒束非均匀加热临界热流密度的实验研究。　

关键词：临界热流密度；核电站；研究进展；发展方向　中图分类号：ＴＬ３３　　　　文献标识码：Ａ　　　

１　　引　　言　

临界热流密度（ＣＨＦ）是反应堆重要的热工水力参数［１］。对于新建的反应堆，必须通过国家核安全部门的安全评审；对已运行的核电站，如果需要要改进燃料组件，也必须重新进行安全评审。在安全评审中，ＣＨＦ是重要的限制性热工参数，它的大小直接影响反应堆的安全性和经济性。　为了提高燃料组件性能，得到更高的ＣＨＦ值，各核电站售主都投入大量的人力和财力进行ＣＨＦ研究。改变燃料元件棒直径及其排列方式、增加定位格架的横向交混能力等措施，都是为了尽可能地提高ＣＨＦ值。相比之下，改变定位格架尺寸和形式是提高ＣＨＦ值的强有力手段。各大公司（如美国西屋公司、法国法马通公司、西门子电力公司和ＡＢＢ－ＣＥ公司等）都花费大量人力、物力改进定位格架，提高ＣＨＦ。目前，世界上具有代表性的高性能燃料组件有：西屋公司的Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ＋、法马通公司的ＡＦＡ－３Ｇ、西门子的ＨＴＰ和ＡＢＢ公司的Ｓｙｓｔｅｍ８０＋。为了吸引用户，各大公司不断地优化定位格架，改善燃料组件性能。　

本文分析比较了国内外核电站ＣＨＦ实验研究的状况，指出了我国ＣＨＦ实验研究的发展方向。　

进行了简单通道的ＣＨＦ实验研究。之后上海机械

学院也进行了类似的研究。２０世纪６０年代末，中国原子能科学研究院和中国核动力研究设计院进行了棒直径为φ９左右的棒束ＣＨＦ实验研究。自那以后，我国从事核电站ＣＨＦ研究的重点单位逐步转移到中国核动力研究设计院。　２．１　　秦山一期ＣＨＦ实验研究　

　　　　２０世纪７０年代末以来，中国核动力研究设计院进行了棒直径为φ１０的３×３和４×４定位格架的ＣＨＦ实验研究。主要研究内容涉及秦山一期核电站ＣＨＦ、定位格架选型、参数变化对ＣＨＦ影响以及瞬态ＣＨＦ，解决了秦山一期核电站　　　１５×１５燃料组件的设计及安全评审中遇到的问题。１９９５年，上海核工程设计研究院为解决巴基斯坦核电站出口问题，委托中国核动力研究设计院开展了燃料棒弯曲对ＣＨＦ影响的实验研究。此外，清华大学低温供热堆也采用了秦山一期燃料组件结构形式，清华大学委托中国核动力院设计院进行了其运行参数范围内的ＣＨＦ实验研究。　　　　　值得注意的是，所有这些实验研究都是采用发热段长度不超过１．４ｍ的均匀加热试验棒束。　２．２　　核电站标准燃料组件ＣＨＦ实验研究　

标准燃料组件的特点是棒直径为φ９．５和　　１７×１７排列，与秦山一期略有不同。从８０年代初开始，中国核动力研究设计院进行了棒径为　

　

２　　国内核电站ＣＨＦ实验研究发展历程　

　　　　２０世纪５０年代末，中国原子能科学研究院

　

收稿日期：２００２－０７－０７；修回日期：２００２－０９－０３　

肖泽军等：临界热流密度实验研究进展

25

φ９．５，３×３和４×４棒束定位格架的ＣＨＦ实验研究。此项研究的完成，满足了拟建造的金山４５０ＭＷ供热堆提出的要求，并为秦山二期６００ＭＷ核电站的热工设计打下了基础。其研究内容涉及基本的ＣＨＦ实验研究、新型定位格架实验研究及双金属定位格架实验研究。此外，在“八五”期间，还开展了ＡＣ６００低质量流密度ＣＨＦ实验研究。　值得关注的是，除长棒束实验采用２．２ｍ加热长度外，所有其它实验研究都采用不超过１．４ｍ长度的加热棒束，同时都是轴向均匀加热。　　

核电取证所用。目前，偏离核态沸腾和干涸的机

理都仍不清楚，而且没有完全掌握两相流流型，要发展和验证用以区分局部和非局部参数的ＣＨＦ准则是不可能的。因此，所有用于核电取证的ＣＨＦ值仍然依赖于全长度非均匀加热的ＣＨＦ实验。　

美国最早规定核电取证所用的ＣＨＦ数据必须是全长棒束ＣＨＦ数据，现在欧洲各核电站供货商也都使用以全长棒束ＣＨＦ数据为基础的ＣＨＦ关系式，国外对全长棒束均匀和非均匀加热ＣＨＦ已作了充分研究。　通过全长棒束非均匀加热燃料组件堆外ＣＨＦ试验，可为核电站工程设计提供准确、可靠、方便、实用的ＣＨＦ关系式，改进定位格架的结构，增大交混系数，使核反应堆系统产生最大的热功率，从而在保证工程设计安全可靠的基础上，提高经济性。　

具有代表性的燃料组件是法马通的ＡＦＡ系列燃料组件。经过多年的努力，法马通已完成第二代先进燃料组件ＡＦＡ－２Ｇ、第三代燃料组件ＡＦＡ－３Ｇ研制，目前正在发展更新的ＡＬＬＩＡＮＣＥ组件。每代组件无论在可达到的燃耗深度方面，还是在热工水力性能上都有很大的改进，如ＡＦＡ－３Ｇ燃料组件最大组件燃耗已达到６０ＧＷｄ／ｔ（Ｕ），ＣＨＦ比ＡＦＡ－２Ｇ燃料组件平均提高１５％，可用于核电站的１８个月换料。ＡＦＡ－３Ｇ燃料组件新增加的三个半跨距交混格架对热工水力性能，特别是对ＣＨＦ有很大影响。为了研究和验证这些格架对ＣＨＦ的贡献，安排进行了一系列的ＣＨＦ实验研究。实验首先在法国ＯＭＥＧＡ热工回路上进行，后来又委托美国哥伦比亚大学传热研究实验室开展全长度非均匀加热的ＣＨＦ实验。目前，５×５全长棒束非均匀加热ＣＨＦ实验是代表当今世界ＣＨＦ实验最高技术水平的实验，实验数据将用来发展和验证反应堆堆芯热工设计和安全分析用ＣＨＦ关系式。　　

３　国外核电站ＣＨＦ研究的发展状况　

从２０世纪５０年代起，一些国家相继建造了不同规模的热工实验装置。到２０世纪７０年代，随着核电站的发展，苏、法、日、美等国先后建成了６、９、１４ＭＷ和１７．２ＭＷ的大型热工实验装置，进行全长度（３．６ｍ或４．３ｍ）非均匀加热棒束热工实验研究，其中又只有美国哥伦比亚大学传热研究实验室的热工实验装置为国际公认的ＣＨＦ权威实验单位。除前苏联外，几乎世界上所有核电站燃料组件的ＣＨＦ实验数据都出自该实验室。　３．１　　轴向非均匀加热ＣＨＦ的处理方法　

目前，处理轴向非均匀加热ＣＨＦ的方法［２］都是以“局部工况假设”或者“整体概念”为基础。“局部工况假设”方法是指沸腾危机仅仅由局部热流密度和局部含汽量决定，与上游条件无关。它仅仅适用于高欠热度和低含汽率的情况。相反，“整体概念”方法意味着上游条件是非常重要的，通过取许多解析形式来求得轴向非均匀加热ＣＨＦ。“整体概念”方法主要包括Ｔｏｎｇ的“Ｆ因子法”和“临界含汽率－沸腾长度法”。Ｆ因子法对轴向均匀加热的ＣＨＦ关系式进行了修正，得到现有的轴向非均匀加热的适当关系式；相反，临界含汽率－沸腾长度法是对热平衡求得的整体沸腾长度进行修正，而不是对ＣＨＦ关系式进行修正。　３．２　　国外目前研究状况　

　　　　以上方法都表明，仅仅知道系统的局部热工水力参数是不够的，还必须知道上游条件以及局部的情况是如何发生的。对于存在上游条件影响的轴向非均匀加热，从轴向均匀加热试验段所获取的ＣＨＦ推算出的轴向非均匀加热ＣＨＦ仍不能被

４　　国内ＣＨＦ研究的现状及方向　

４．１　　现有实验研究设施简介　

为了掌握和跟踪国外先进核电技术，改进和优化反应堆燃料组件热工水力性能，确保反应堆更安全、更经济地运行，中国核动力研究设计院设计并建成了氟里昂热工实验装置和大型热工实验装置，正开展５×５全长棒束非均匀加热ＣＨＦ

26

核 动 力 工 程 　 Vol. 24. No. 1. 2003

实验研究。　

氟里昂热工实验装置主要用于压水堆燃料组件的稳态和瞬态热工水力模拟实验，可进行全长度非均匀加热ＣＨＦ实验研究。其主要技术参数见表１。　

表１　氟里昂热工实验装置主要技术参数　Ｔａｂｌｅ　１　　Ｍａｉｎ　Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　Ｐａｒａｍｅｔｅｒｓ　ｏｆ　Ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　Ｆａｃｉｌｉｔｙ　ｗｉｔｈ　Ｆｒｅｏｎ　

参数名　试验工质　设计压力／ＭＰａ　工作压力／ＭＰａ　试验段最大流量　／　ｋｇ・ｓ－１　

参数值　氟里昂　４　２．７７　６．８２　

参数名　试验段功率／　ｋＷ　主泵扬程／　ＭＰａ　主泵流量／　ｋｇ・ｓ　主回路温度／℃　

－１

参数值　５００　１　１６．２２　６０　

　

大型热工实验装置主要用于压水堆燃料组件的稳态和瞬态热工水力实验，可做全长棒束非均匀加热ＣＨＦ实验。其主要技术参数见表２。　

表２　大型热工实验装置主要技术参数　

Ｔａｂｌｅ　２　　Ｍａｉｎ　Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　Ｐａｒａｍｅｔｅｒｓ　ｏｆ　Ｌａｒｇｅ　Ｓｉｚｅ　　　　　　　　　　　Ｔｈｅｒｍａｌ－ｈｙｄｒａｕｌｉｃ　Ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　Ｆａｃｉｌｉｔｙ　

参数名　试验工质　设计压力／ＭＰａ　工作压力／ＭＰａ　试验段流量　／　ｍ３・ｈ－１　

参数值　去离子水　

２０　１７．５　７０　

参数名　试验段功率／　ＭＷ　主泵扬程／　ＭＰａ　主泵流量／　ｍ３・ｈ－１　主回路温度／℃　

参数值　１０　１　５００　３１０　

题的子项“高性能燃料组件临界热流密度实验研究”，拟用子通道分析程序对实验数据进行分析，使我国的ＣＨＦ研究达到国际先进水平。鉴于国内非均匀加热元件的设计、制造水平及实验技术水平，中国核动力研究设计院与美国哥伦比亚大学传热研究实验室合作，完成了５×５全长非均匀加热元件的研制，为正在进行的高性能燃料组件ＣＨＦ实验研究打下了基础。在吸收与消化哥伦比亚大学传热研究实验室先进实验技术的基础上，结合中国核动力研究设计院的实际情况，完成了试验本体的设计和制造，并准备了与实验相关的各类配件，解决了全长度棒束非均匀加热ＣＨＦ实验的一些关键实验技术（如棒端三层“Ｏ”环密封和冷却系统、承压壳与法兰间的密封和绝缘等）。这些关键技术的解决，为“十五”期间开发高性能燃料组件的ＣＨＦ实验研究打下了坚实的基础。　

目前，中国核动力研究设计院计划开展如下两方面的实验研究：一方面比较ＡＦＡ－３Ｇ燃料组件与ＡＦＡ－２Ｇ燃料组件的热工性能；另一方面拓宽ＡＦＡ－３Ｇ燃料组件ＣＨＦ关系式的适用范围。“十五”期间，针对具有知识产权的燃料组件，拟开展如下几方面的研究：①定位格架筛选试验；②定位格架和上、下管座水力试验；③子通道交混系数试验；④均匀棒束ＣＨＦ实验；⑤非均匀棒束ＣＨＦ实验。　

５　　结束语　

由于计算机自动判断临界系统的研制成功，使实验研究技术获得了重大的进展。但与国外相比，还存在一定的差距。目前，中国核动力研究设计院已完成了小棒束、短元件、均匀加热的实验研究，正开展ＡＦＡ－３Ｇ燃料组件ＣＨＦ实验，要完成具有知识产权的燃料组件全长棒束非均匀加热ＣＨＦ的实验研究还需作艰苦的努力。但应看到，此项实验研究将是我国ＣＨＦ实验研究的发展方向，中国核动力研究设计院将通过自己的努力，使之成为国外核电取证认可的从事ＣＨＦ实验研究的单位。　

参考文献：　［１］　于平安，朱瑞安，喻真烷等．　核反应堆热工分析［Ｍ］．　　

北京：原子能出版社，１９８６．　［２］　袁乃驹，裘怿椿，杨彬等．　压水反应堆热工分析［Ｍ］．　　

北京：原子能出版社，１９８１．　　

４．２　　研究状况与拟开展的实验研究　

由于技术方面的原因，过去所有实验都是用轴向均匀加热的非全长试验本体进行的，实验数据则是按局部工况假设，以通道截面平均方法进行数据整理。实际上，在许多情况下燃料元件轴向功率分布对ＣＨＦ发生处的局部工况和ＣＨＦ值都有影响，轴向功率非均匀分布更接近燃料组件在堆芯中的实际情况。　　

“八五”期间，中国核动力研究设计院开始研究核电站全长非均匀加热元件的ＣＨＦ实验技术，先后进行了单通道元件轴向非均匀加热ＣＨＦ实验、长棒束元件ＣＨＦ实验技术研究、非均匀加热元件管研制以及多种临界判断技术研究等。由于技术难度大，进展较缓缦。　

“九五”期间，中国核动力研究设计院承担了我国　“压水堆核电站高性能燃料组件研究”课

肖泽军等：临界热流密度实验研究进展 27

　

Ｒｅｓｅａｒｃｈ　Ｐｒｏｇｒｅｓｓ　ｏｆ　Ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔ　ｏｎ　Ｃｒｉｔｉｃａｌ　Ｈｅａｔ　Ｆｌｕｘ　

　

ＸＩＡＯ　Ｚｅ－ｊｕｎ　，ＣＨＥＮ　Ｂｉｎｇ－ｄｅ，ＬＩ　Ｚｈｏｎｇ－ｐｅｎｇ，ＪＩＡ　Ｄｏｕ－ｎａｎ

１２２１　

　

（１．　Ｘｉ’ａｎ　Ｊｉａｏｔｏｎｇ　Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｘｉ’ａｎ，７１００４９，Ｃｈｉｎａ；２．　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ　ｏｆ　Ｃｈｉｎａ，Ｃｈｅｎｇｄｕ，６１００４１，Ｃｈｉｎａ）　

Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｃｒｉｔｉｃａｌ　ｈｅａｔ　ｆｌｕｘ（ＣＨＦ）　ｉｓ　ａｎ　ｉｍｐｏｒｔａｎｔ　ｒｅｓｔｒｉｃｔｅｄ　ｔｈｅｒｍａｌ　ｐａｒａｍｅｔｅｒ，　ｗｈｉｃｈ　ｓｉｚｅ　ｄｉｒｅｃｔｌｙ　ａｆｆｅｃｔｓ　ｓａｆｅｔｙ　ａｎｄ　ｅｃｏｎｏｍｙ　ｏｆ　ｒｅａｃｔｏｒｓ．　Ｔｈｉｓ　ｐａｐｅｒ　ｐｒｅｓｅｎｔｓ　ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｐｒｏｇｒｅｓｓ　ｏｎ　ＣＨＦ　ｆｏｒ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔｓ　ｉｎ　Ｃｈｉｎａ，　ａｎｄ　ｃｏｍｐａｒｅｓ　ｗｉｔｈ　ｔｈｅ　ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｐｒｏｇｒｅｓｓ　ｏｎ　ＣＨＦ　　ｉｎ　ｏｔｈｅｒ　ｃｏｕｎｔｒｉｅｓ，　ａｎｄ　ｐｏｉｎｔｓ　ｏｕｔ　ｔｈｅ　ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ　ｄｉｒｅｃｔｉｏｎ　ｏｆ　ＣＨＦ　ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｉｎ　Ｃｈｉｎａ　ｗｈｉｃｈ　ｉｓ　ｔｏ　ｃａｒｒｙ　ｏｕｔ　ｆｕｌｌ－ｌｅｎｇｔｈ　ｎｏｎ－ｕｎｉｆｏｒｍ　ｈｅａｔｅｄ　ｒｏｄ　ｂｕｎｄｌｅ　ＣＨＦ　ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　ｒｅｓｅａｒｃｈ．　

Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：Ｃｒｉｔｉｃａｌ　ｈｅａｔ　ｆｌｕｘ；Ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ；Ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｐｒｏｇｒｅｓｓ；Ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ　ｄｉｒｅｃｔｉｏｎ　

　

作者简介：　

肖泽军（１９６７—），男，副研究员，在读博士生。１９９２年毕业于西安交通大学反应堆工程专业，现在中国核动力研究设计院主要从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。　

陈炳德（１９５５—），男，研究员，博士生导师。１９８２年毕业于上海交通大学核动力工程专业，现从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。　

李忠朋（１９３８—），男，研究员。１９６３年毕业于浙江大学热能动力专业，现从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。　

　

（责任编辑：查刚菊）

　（上接第１４页）　　　

Ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔｓ　ｏｎ　Ｓｔａｒｔｕｐ　Ｐｈｙｓｉｃｓ　Ｔｅｓｔ　Ｐｒｏｇｒａｍ　ｆｏｒ　Ｄａｙａ　Ｂａｙ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｓｔａｔｉｏｎ　ｗｉｔｈ　１８　Ｍｏｎｔｈｓ　Ｆｕｅｌ　Ｃｙｃｌｅ　

ＬＩＡＮ　Ｚｈｉ－ｋｕｎ，ＲＵＩ　Ｍｉｎ　

（１．　Ｇｕａｎｇｄｏｎｇ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｊｏｉｎｔ　Ｖｅｎｔｕｒｅ　Ｃｏ．　Ｌｔｄ，Ｓｈｅｎｚｈｅｎ，５１８１２４；２．　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ　ｏｆ　Ｃｈｉｎａ，Ｃｈｅｎｇｄｕ，６１００４１，

Ｃｈｉｎａ）　

１

２

Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ　ｐａｐｅｒ　ｉｓｓｕｅｓ　ｔｈｅ　ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔｓ　ｏｎ　ｔｈｅ　ｔｅｓｔ　ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ　ａｎｄ　ｐｒｏｇｒａｍ　ｆｏｒ　Ｄａｙａ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｓｔａｔｉｏｎ　ｓｔａｒｔｕｐ　ｐｈｙｓｉｃｓ　ｔｅｓｔｓ，　ａｎｄ　ｇｉｖｅｓ　ｔｈｅ　ａｎａｌｙｓｉｓ　ａｎｄ　ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ　ｆｏｒ　ｔｅｓｔ　ｒｅｓｕｌｔｓ．　Ｉｔ’ｓ　ｐｒｏｖｅｄ　ｔｈｅ　ｓｕｃｃｅｓｓ　ｆｏｒ　ｔｈｅ　ｅｘｅｃｕｔｉｏｎ　ｏｆ　１８－ｍｏｎｔｈ　ｆｕｅｌ　ｃｙｃｌｅ　ｐｒｏｊｅｃｔ．　Ｉｔ’ｓ　ａｌｓｏ　ｖａｌｕａｂｌｅ　ａｓ　ａ　ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ　ｔｏ　ｏｔｈｅｒ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔｓ　ｉｎ　ｓｔａｒｔｕｐ　ｐｈｙｓｉｃｓ　ｔｅｓｔ　ｒｅｓｐｅｃｔ，　ｗｈｉｃｈ　ｗｏｕｌｄ　ｃｈａｎｇｅ　ｔｈｅ　ｌｏａｄｉｎｇ　ｐａｔｔｅｒｎ　ｔｏ　ｌｏｗ　ｌｅａｋａｇｅ　ｒｅｌｏａｄ．　

Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：１８　Ｍｏｎｔｈｓ　ｆｕｅｌ　ｃｙｃｌｅ；Ｌｏｗ　ｌｅａｋａｇｅ　ｒｅｌｏａｄ；Ｓｔａｒｔｕｐ　ｐｈｙｓｉｃｓ　ｔｅｓｔ　　

作者简介：　

廉志坤（１９７３—），男，助理工程师。１９９７年毕业于兰州大学核物理专业。现从事核电站反应堆物理试验工作。　芮　旻（１９６８—），男，工程师。１９９６年毕业于中国核动力研究设计院，获硕士学位。现从事反应堆核设计工作。　　

（责任编辑：孙华平）