反應性引入事故下壓水堆燃料包殼熱工與力學性能耦合分析

文彥 劉茂龍 劉文興

摘? ?要：在反應性引入事故（RIA）過程中燃料包殼和冷卻劑之間會發生強烈的能量交換。分析和計算RIA事故過程中燃料包殼的傳熱和力學特性對新燃料包殼的開發和防止包殼在RIA過程中的破損具有重要的意義。本研究開發了反應堆熱工水力和結構力學耦合分析平臺，來分析壓水堆燃料包殼在RIA過程中由于包殼和冷卻劑之間的傳熱而引起的熱應力。研究發現隨著堆芯功率的快速增加燃料包殼內外壁面的溫差也迅速增加，并在10 ms內達到其最大值，包殼的等效熱應力約為50 MPa，對應的應變率在0.05～0.1s-1范圍內。本研究對認識RIA過程中燃料包殼的應力和破壞機理有重要的意義，開發的軟件平臺可用于事故容錯燃料在RIA過程中的性能評價。

關鍵詞：反應性引入事故? 應力分析? 燃料包殼

中圖分類號：TL33? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻標識碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文章編號：1674-098X（2019）10（a）-0071-03

在反應性引入事故（RIA）過程中燃料包殼和冷卻劑之間會發生強烈的能量交換。RIA條件下燃料和包殼的熱工特性評估對開發新型燃料包殼和防止鋯合金包殼在事故過程中的破損具有重要意義。

在RIA早期堆芯功率快速增加，堆內流動迅速從單相強迫對流換熱發展到核態沸騰換熱并可能發生CHF。目前已有學者對于燃料和包殼在RIA事故下的性能開展了實驗研究，但對RIA過程中包殼表面的瞬態熱工水力特性的認識還存在很大不確定性。

相對于熱態滿功率RIA，熱態零功率RIA對燃料和包殼的影響最大[1]。因此本研究以典型的壓水堆為對象，通過反應堆熱工水力和結構耦合分析的方法，研究鋯合金包殼在在熱態零功率RIA事故過程中的壁溫和力學性能變化規律。

1? 模型構建

本文分別使用RELAP/SCADP程序和ANSYS程序搭建了反應堆堆芯熱工水力和結構耦合分析軟件平臺對傳統壓水堆堆芯內的熱工水力特性與力學特性進行研究。如圖1所示，軟件平臺由三個模塊組成。RELAP/SCADP模塊用于模擬反應堆系統RIA過程中的流動傳熱特性，計算出燃料包殼在事故過程中的壓力溫度作為邊界條件。ANSYS模塊用有限元方法對單個燃料包殼的溫度和熱應力計算。以上兩個模塊間的數據交換通過自主開發的數據傳遞模塊實現。

1.1 堆芯模型

本研究以三哩島核電站2號機組（TMI-2）反應堆為模擬對象。包括反應堆堆芯、壓力容器、蒸汽發生器、主泵、安全閥等關鍵設備和安全系統。表1為堆芯關鍵參數。RIA計算的總時長為30s，時間步長為1ms。

1.2 鋯-4合金包殼模型

ANSYS程序中單個燃料包殼的長度為3567.00mm，內外直徑分別為8.36mm和9.50mm，材料為鋯-4合金。在計算前對燃料包殼模型進行了網格敏感性分析，以確保計算結果不受網格尺寸影響。ANSYS計算模塊的總時長為5.0s，時間步長為1ms。

2? 計算方法

RIA下燃料包殼的熱應力分析計算流程如圖1所示：（1）在反應堆達到熱態零功率工況后，使用RIA功率變化曲線模擬RIA事故，獲得事故過程中堆芯冷卻劑溫度、流速、換熱系數以及包殼表面的溫度分布等熱工水力參數;（2）通過數據傳遞模塊將包殼內外壁面溫度傳遞給ANSYS分析模塊;（3）使用ANSYS計算模塊分別求解包殼的溫度場和應力場分布。

為確保計算結果準確性，用RELAP/SCDAP模塊的RIA計算結果與Liu等人[2]的結果進行了對比驗證，用Liu等人[3]的實驗結果對ANSYS模塊進行了對比驗證。

3? 結果分析與討論

3.1 包殼溫度

RIA事故發生后40ms起，反應堆功率在10ms內從零功率增加到1213GW，燃料包殼的內外壁面溫度也迅速增加。由于內壁面溫度增加較快，包殼內外壁面的溫差在事故后70ms達到其最大值（約150K）（見圖2）。在事故發生500ms后，由于外壁面發生傳熱惡化，外壁面溫度出現躍升，從而導致包殼內外壁面溫差隨之逐漸縮小（見圖3）。

3.2 應力分布

包殼的熱應力主要由其內外壁面溫差決定。當包殼內外壁面的溫差在事故后70ms達到其最大值時，溫差導致的等效熱應力超過了50MPa（見圖2）。由此可見，在RIA早期包殼的熱應力和RIA功率峰值由密切關聯。隨著功率峰值的增加，在RIA早期由于包殼內外壁面溫差引起的熱應力也可能導致包殼破壞。在RIA后期，熱應力隨內外溫差減小而逐漸變小。

值得注意的是，計算表明RIA下包殼應變率達到0.05～0.1 s-1，遠高于鋯-4合金常規機械性能測試過程中可能達到的拉伸/壓縮速率。因此，在分析RIA過程中的包殼安全性時，須結合鋯-4合金的加載速率進一步分析其機械性能。

3.3 討論

RIA分為兩個階段：第一階段，也叫低溫階段，該階段發展十分迅速，包殼在此階段的受力主要由燃料芯塊熱膨脹變形引起（即芯塊包殼力學接觸，PCMI）;第二階段，也叫高溫階段，熱量開始通過包殼從燃料芯塊傳導至冷卻劑，包殼溫度同時受燃料溫度和包殼外壁面傳熱機理的影響。本文研究的包殼內外壁面溫差導致的熱應力即發生在該階段。此外，包殼和燃料間氣隙內的壓力也會在此階段迅速升高，導致包殼額外的受力。一旦發生傳熱惡化現象，包殼外表面會被蒸汽膜覆蓋，包殼溫度也會迅速升高。

4? 結語

本研究以典型的壓水堆為對象，分別使用RELAP/SCADP程序和ANSYS程序開發了可進行反應堆熱工水力和結構耦合分析的軟件平臺，并計算分析了壓水堆鋯合金包殼在RIA過程中的壁溫特性和力學特性。主要結論如下：

（1）RIA發生后40ms，隨著堆芯功率的快速增加，燃料包殼的內外壁面溫度也迅速增加。

（2）由于包殼內壁面溫度增加較快，包殼內外壁溫差在RIA后70ms達到最大值，溫差導致的等效熱應力達50MPa，材料應變率很高（0.05～0.1s-1）。因此，進一步分析包殼在RIA下的機械性能和安全性時，須使用包殼相應溫度和加載速率下的機械性能參數。

（3）本研究開發的軟件平臺可拓展用于新開發的ATF燃料和包殼在熱態零功率下RIA對ATF包殼的性能評估。

參考文獻

[1] OECD NEA， Nuclear Fuel Behaviour under Reactivity-initiated Accident （RIA） Condition： State-of-the-art Report， NEA/OECD， 2010.

[2] M. Liu等， Potential impact of accident tolerant fuel cladding critical heat flux characteristics on the high temperature phase of reactivity initiated accidents， Annals of Nuclear Energy，2017（110）：48-62.

[3] M. Liu等， Experimental and analytical investigation into boiling induced thermal stress： Its impact on the stress state of oxide scales of nuclear components， Nuclear Engineering and Design，2019（34）：66-72.