高溫氣冷堆熱工分析模型改進與堆芯溫度場分析

孫世妍，張佑杰，鄭艷華，夏 冰

(1.清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院，先進核能技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心，先進反應(yīng)堆工程與安全教育部重點實驗室，北京 100084; 2.中核戰(zhàn)略規(guī)劃研究總院，北京 100048)

球床式高溫氣冷堆具有良好的固有安全性和經(jīng)濟性，在電力生產(chǎn)和工藝熱利用等方面具有廣闊的應(yīng)用前景[1]。超高溫運行時，高溫氣冷堆的冷卻劑出口溫度能達(dá)到1 000 ℃以上，更高的熱利用效率和發(fā)電效率得以實現(xiàn)，經(jīng)濟競爭力顯著提升[2]。與此同時，在超高溫環(huán)境下，反應(yīng)堆的安全性更需時刻得到保證，除要開展更耐高溫的燃料元件和反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料研究外，如何更準(zhǔn)確地模擬堆芯溫度分布這一關(guān)鍵參數(shù)也是超高溫運行研究中關(guān)注的首要問題之一。

在反應(yīng)堆的設(shè)計和安全分析過程中，需建立熱工分析模型，對正常運行和事故工況下的堆內(nèi)溫度做出預(yù)測，以選擇合適的運行參數(shù)和評估反應(yīng)堆的安全性。在球床式高溫氣冷堆安全分析程序THERMIX下建立的10 MW高溫氣冷實驗堆(HTR-10)的熱工分析模型，對HTR-10的設(shè)計和安全分析起到了重要作用[3]。試驗驗證和與各國模擬結(jié)果的橫向比較表明，該模型能較準(zhǔn)確地模擬反應(yīng)堆在額定設(shè)計工況下滿功率穩(wěn)態(tài)運行以及多種安全特性試驗和驗證試驗工況下的熱工水力行為，為運行方案設(shè)計、安全評審和其他科學(xué)研究提供了有力的依據(jù)[4]。

由于堆芯球流的不確定性和堆芯散體結(jié)構(gòu)的特點[5]，堆內(nèi)冷卻劑流動路徑具有一定的不確定性。研究表明，由原有的HTR-10熱工分析模型得出的堆芯外圍結(jié)構(gòu)材料溫度監(jiān)測點處的溫度與試驗測量值之間仍存在一定差異[4]。為更為精確地分析堆芯溫度場，可從更精細(xì)的堆內(nèi)氣相對流行為模擬方面對該模型做出合理的改進，使其模擬堆芯溫度分布的精確度進一步提升。

本文簡要分析HTR-10的主要結(jié)構(gòu)和傳熱情況，在更精細(xì)梳理堆內(nèi)冷卻劑流動路徑的基礎(chǔ)上，改進原有的熱工分析模型，使堆芯冷卻劑流動路徑在滿足總體熱平衡的同時，更合理地模擬球床外圍結(jié)構(gòu)的局部傳熱過程，得到更準(zhǔn)確的堆芯溫度分布。

1 堆芯結(jié)構(gòu)及傳熱概況

HTR-10是具有第4代反應(yīng)堆特征的球床式高溫氣冷實驗堆，采用內(nèi)含多層包覆燃料顆粒的球形燃料元件，利用石墨作為慢化劑、氦氣作為冷卻劑。堆芯殼內(nèi)布置了大量的石墨塊和含硼碳磚，石墨反射層起到慢化和反射中子的作用，碳磚因其導(dǎo)熱系數(shù)較小且含有熱中子吸收材料，能有效減少堆芯的熱損失，并減小熱中子對堆芯殼和反應(yīng)堆壓力容器等金屬結(jié)構(gòu)的損傷。此外，石墨反射層的內(nèi)部輪廓形成了球形元件的流動通道，石墨磚塊內(nèi)開有孔道，形成了冷卻劑的流動通道和控制棒等結(jié)構(gòu)的運動通道[6]。

堆內(nèi)的絕大部分熱量是在燃料球內(nèi)產(chǎn)生的，其中大部分經(jīng)堆內(nèi)冷卻劑對流帶出堆芯，其余通過導(dǎo)熱和輻射經(jīng)堆芯外圍結(jié)構(gòu)材料傳遞至外界環(huán)境。因此，堆芯的溫度分布是堆芯元件和多種結(jié)構(gòu)材料發(fā)熱、導(dǎo)熱、輻射、對流的綜合體現(xiàn)，需經(jīng)反應(yīng)堆物理、傳熱和冷卻劑流動耦合計算得出。在堆芯熱工分析模型中，將各結(jié)構(gòu)準(zhǔn)確地體現(xiàn)出來并合理地區(qū)分固相導(dǎo)熱和氣相對流區(qū)域，有利于更準(zhǔn)確地模擬傳熱和流動過程，從而得到更精確的堆芯溫度場。

2 堆芯冷卻劑流動情況分析

球床堆堆內(nèi)固相物質(zhì)分布相對穩(wěn)定，而冷卻劑分布和流動情況則較為復(fù)雜。HTR-10的堆芯布置和冷卻劑在反應(yīng)堆壓力容器(RPV)內(nèi)主要的流動路徑如圖1所示[3,6]。冷卻劑進入RPV后，經(jīng)過RPV和堆芯殼之間的環(huán)形下降空間，匯集在RPV底部的球形腔室內(nèi)。少量氦氣流入堆底卸料管，冷卻其中的燃料元件。此外的大部分氦氣在堆芯殼底部進入碳磚和反射層中的20個冷氦上升孔道，向上流動至頂反射層的冷氦聯(lián)箱中。其中的少量氦氣流入控制棒孔道對控制棒進行有效冷卻，其余的大部分冷卻劑進入堆芯球床，將燃料產(chǎn)生的大部分熱量帶出堆芯。上述幾部分冷卻劑最終匯集在堆芯球床下方的熱氦聯(lián)箱，充分?jǐn)嚮旌筮M入熱氣導(dǎo)管。此外，由于石墨塊和碳磚塊間存在大量窄縫，如圖2所示，部分冷卻劑會流入窄縫形成堆芯漏流。漏流的存在削弱了冷卻劑對堆芯燃料的冷卻作用[7]，并使得反射層附近的溫度分布發(fā)生變化。

圖1 HTR-10一回路系統(tǒng)Fig.1 Primary system of HTR-10

圖2 HTR-10堆芯橫截面Fig.2 Cross section of HTR-10 reactor core

所以最終匯入HTR-10熱氦聯(lián)箱的冷卻劑包括4部分，流動路徑分別為：1) 從頂反射層的冷氦聯(lián)箱向下流經(jīng)堆芯球床；2) 從RPV底部空腔向上流經(jīng)卸料管；3) 流經(jīng)石墨反射層內(nèi)控制棒孔道；4) 流入石墨磚縫的堆芯冷卻劑漏流。除漏流外，其他部分均具有確定的流動范圍和方向。而由于磚縫數(shù)量眾多，在反應(yīng)堆長時間運行后，磚縫的大小可能有所變化，因此，漏流流量、位置和方向都難以準(zhǔn)確估計，這對模擬冷卻劑漏流造成了困難。

漏流分布與堆內(nèi)構(gòu)件縫隙分布情況關(guān)系密切。石墨塊和碳磚塊被疊放在反應(yīng)堆堆芯殼內(nèi)，構(gòu)成石墨反射層和碳磚隔熱層。在反射層高度范圍內(nèi)，周向上由內(nèi)而外布置有20個石墨磚和20個含硼碳磚(圖2)。在頂反射層中，磚塊之間的20個縱向窄縫直接與冷氦聯(lián)箱連通(圖1)，冷卻劑能較容易地通過這些窄縫從堆芯球床上方的冷氦聯(lián)箱流入堆芯球床下方的熱氦聯(lián)箱。而堆芯下方，在冷卻劑的流動路徑上，由于堆芯殼等鋼結(jié)構(gòu)的存在，在一定程度上對磚縫起到封閉作用，磚縫未暴露于空腔或聯(lián)箱中，氦氣漏入窄縫中相對較為困難。

在原有的熱工分析模型中，將冷卻劑在反射層內(nèi)的漏流等效地設(shè)置在壓力容器底部冷氦空腔和堆芯球床下方熱氦聯(lián)箱之間[3-4]，如圖3所示。該模型體現(xiàn)了漏流冷卻劑不參與堆芯球床的換熱，滿足堆芯發(fā)熱和冷卻劑載出熱量之間的總體平衡，得出的堆芯溫度分布總體上較為準(zhǔn)確，但在模擬漏流冷卻劑在石墨反射層中的傳熱行為方面還可更為精確。另外，等效地設(shè)置在堆底的漏流流道會使當(dāng)?shù)氐臏囟确植寄M產(chǎn)生一定偏差，可能進而影響堆芯球床的溫度分布，需進行相應(yīng)的改進。

圖3 原有HTR-10熱工水力模型中的冷卻劑流動路徑簡圖Fig.3 Brief flow process in original thermal hydraulic model for HTR-10

3 改進的堆芯熱工分析模型

3.1 物理模型

反應(yīng)堆溫度分布問題是傳熱、流動、核裂變和中子輸運等多個物理過程共同作用的結(jié)果，需建立不同層次、不同物理過程之間的耦合模型來完整描述反應(yīng)堆的物理熱工行為。第1個層次的耦合為反應(yīng)堆熱工水力過程內(nèi)部的耦合，包括固相導(dǎo)熱、氣相流動及流固之間的耦合，以對流換熱量作為耦合的橋梁；第2個層次的耦合是熱工水力過程與中子輸運過程之間的耦合，以核燃料或結(jié)構(gòu)材料發(fā)熱量作為耦合的橋梁。在物理模型中將這兩部分熱量內(nèi)熱源化，即將存在對流換熱的區(qū)域的對流換熱功率和具有內(nèi)熱源的區(qū)域的發(fā)熱功率體積平均化，即可實現(xiàn)耦合[8]。

球床式高溫氣冷堆具有柱對稱的堆體結(jié)構(gòu)，考慮到固相的熱慣性，堆內(nèi)、外的復(fù)雜導(dǎo)熱過程，可在柱坐標(biāo)系下，采用二維瞬態(tài)導(dǎo)熱方程(式(1))描述[9]。

(1)

(2)

(3)

燃料元件具有球?qū)ΨQ結(jié)構(gòu)，燃料球內(nèi)的導(dǎo)熱過程，可在球坐標(biāo)系下，用一維瞬態(tài)導(dǎo)熱方程(式(4))描述[9]，球心為坐標(biāo)原點。

(4)

其中：T為燃料球溫度，K；λfb為燃料球?qū)嵯禂?shù)，W/(m·K)。

對于氣相，忽略其容積慣性，冷卻劑流場和溫度場采用二維類穩(wěn)態(tài)質(zhì)量守恒方程(式(5))、動量守恒方程(式(6)、(7))和能量守恒方程(式(8))描述[9]。

(5)

(6)

(7)

(8)

其中：Gr、Gz分別為氣相質(zhì)量流量G的徑向、軸向分量，kg/(s·m2)；p為氣相壓力，Pa；Ψ為球床摩擦阻力系數(shù)；d為燃料球直徑，m；ε為球床孔隙率；ρf為氣相密度，kg/m3；g為重力加速度，m/s2；λeff,r、λeff,z分別為球床的徑向、軸向等效導(dǎo)熱系數(shù)，W/(m·K)；cp為氣相的比定壓熱容，J/(kg·K)。

3.2 計算模型

THERMIX是由德國于利希研究中心開發(fā)的球床式高溫氣冷堆安全分析程序[9]，清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院在原有程序的基礎(chǔ)上做了完善和改進[10]，用于模擬反應(yīng)堆在正常運行和事故條件下的熱工水力行為。該程序中的模型和參數(shù)計算公式大部分在德國進行了試驗論證，并實際用于AVR、THTR-300和HTR-Module等反應(yīng)堆的設(shè)計，其分析結(jié)果具有較高的可信度和應(yīng)用價值[4]。

利用THERMIX程序建立的模型包括反應(yīng)堆的固相導(dǎo)熱計算模型、壓力容器內(nèi)的氣相流動模型、燃料球的一維導(dǎo)熱模型以及一回路流網(wǎng)模型等，運用THERMIX程序根據(jù)反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)合理地構(gòu)建堆芯幾何模型、劃分網(wǎng)格并給定邊界條件，程序可結(jié)合堆芯物理分析軟件VSOP給出的堆芯功率密度分布，對上述方程進行離散和迭代求解，得出相應(yīng)工況下堆芯的固相溫度場、燃料溫度場，以及氣相壓力場、流場和溫度場。模型中各成分區(qū)按照各自的材料屬性求解相應(yīng)的控制方程，當(dāng)幾何模型或材料屬性設(shè)置改變時，控制方程形式不變，求解方程數(shù)量和物性參數(shù)按照修改情況發(fā)生相應(yīng)變化。

本文采用THERMIX作為HTR-10的熱工分析求解工具。HTR-10堆芯結(jié)構(gòu)復(fù)雜，在模型建立過程中需對各結(jié)構(gòu)進行適當(dāng)簡化，建模思路如下：1) 將堆芯球床簡化為均勻多孔介質(zhì)，該區(qū)域產(chǎn)生了堆芯的絕大部分熱量；2) 將球床中的導(dǎo)熱和輻射相耦合的傳熱問題簡化為等效導(dǎo)熱問題，其導(dǎo)熱系數(shù)由燃料球和石墨球?qū)?、球外壁面間的輻射、孔隙中的氣體導(dǎo)熱等多種效應(yīng)疊加而成，由實驗經(jīng)驗關(guān)系式綜合給出；3) 從堆芯球床向外劃分控制棒孔道和冷氦孔道兩個主要流道，此外，按照冷卻劑繞流路徑設(shè)置若干豎直和水平流道；4) 將外界環(huán)境和堆腔表面冷卻器作為傳熱邊界；5) 將壓力容器上下兩端的半球形腔室內(nèi)的結(jié)構(gòu)和空腔按體積折算為圓柱體；6) 將除冷卻劑流通路徑外的其他氣體空腔(反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)頂部氦氣空腔及壓力容器外所有空腔)均作為不流動區(qū)，僅做導(dǎo)熱和輻射計算。

在以往的研究中，根據(jù)HTR-10本體及熱氣導(dǎo)管的結(jié)構(gòu)特點、幾何參數(shù)和系統(tǒng)布置，結(jié)合安全分析程序THERMIX的具體要求，在(r，z)柱坐標(biāo)系下，建立了HTR-10的熱工分析模型，坐標(biāo)原點取在堆芯球床自由堆積面等效平面和堆芯中心線的交點處[4]。

1——堆芯球床；2——底反射層上部流道；3——底反射層下部流道；4——熱氦聯(lián)箱；5——堆芯球床上部空腔；6——不流動區(qū)；7——壓力容器底部空腔；8——堆底環(huán)形冷卻劑流道；9——堆芯殼底冷卻劑繞流流道；10——冷氦流道；11——卸料管入口節(jié)流件；12——控制棒孔道出口節(jié)流件；13——控制棒孔道；14——冷氦聯(lián)箱；15——底反射層內(nèi)小聯(lián)箱；16——壓力容器內(nèi)氦氣入口；17——壓力容器內(nèi)環(huán)形流道；18——頂反射層流道；19——反射層內(nèi)的冷卻劑漏流流道；20——堆芯球床出口節(jié)流件圖4 改進的HTR-10熱工分析模型(氣相流動部分)Fig.4 Gas convection model in improved thermal hydraulic model for HTR-10

本文對原有模型的冷卻劑流動路徑進行了改進，根據(jù)堆芯漏流冷卻劑的分布特點，并結(jié)合堆芯熱工計算模型中不同的冷卻劑漏流模擬方法對堆芯溫度分布的影響研究結(jié)果[11]，將漏流流道設(shè)置在石墨反射層內(nèi)，流道在周向上位于堆芯球床和控制棒孔道之間，連接頂反射層內(nèi)的冷氦聯(lián)箱和底反射層內(nèi)的熱氦聯(lián)箱。在改進模型中，固相導(dǎo)熱模型模擬了從堆芯至反應(yīng)堆混凝土艙室外的流體邊界的固相導(dǎo)熱和輻射，模型在徑向被劃分為35個網(wǎng)格，軸向被劃分為61個網(wǎng)格，共2 135個柵元，分為42個不同的物質(zhì)區(qū)，包括HTR-10的球床堆芯、石墨反射層、含硼碳磚、堆內(nèi)金屬構(gòu)件、堆芯殼、反應(yīng)堆壓力容器、冷卻劑流道、卸料管、余熱排出系統(tǒng)的表面冷卻器、保溫層、混凝土層等結(jié)構(gòu)；氣相對流模型(圖4)模擬了冷卻劑在堆內(nèi)的流動換熱，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部的彩色區(qū)域為計算堆芯氣相流動的區(qū)域，模型在徑向被劃分為18個網(wǎng)格，軸向被劃分為39個網(wǎng)格，共702個柵元，分為20個不同的物質(zhì)區(qū)，包括堆芯球床、側(cè)反射層內(nèi)的冷氦流道、控制棒孔道、石墨頂反射層和底反射層內(nèi)的冷卻劑流道、冷氦聯(lián)箱、熱氦聯(lián)箱等，采用有氣體流動的球床區(qū)、垂直導(dǎo)流管和氣體沿所有方向流動的空腔區(qū)模型來模擬這些部件，不流動區(qū)則是氣相流動計算模型的邊界。

3.3 參數(shù)和邊界條件

在熱工分析中，氦氣的熱物性參數(shù)、燃料球的導(dǎo)熱系數(shù)和表面換熱系數(shù)、堆芯球床的摩擦壓降等均根據(jù)德國安全導(dǎo)則KTA3102.1～3[12-14]中的公式計算。用于模擬堆芯球床的多孔介質(zhì)等效導(dǎo)熱系數(shù)可通過ZSB-R公式[15-16]求得，求解過程中需用到在放射性環(huán)境下石墨導(dǎo)熱系數(shù)隨溫度變化的經(jīng)驗關(guān)系式。反射層石墨和碳磚的熱物性參數(shù)由德國提供的經(jīng)驗關(guān)系式計算[9-10]。

模型中的冷卻劑流量分配列于表1，流量分配方案的制定遵循HTR-10的熱工設(shè)計準(zhǔn)則[3]，以滿足反應(yīng)堆的運行安全要求，流量占比是指各部分冷卻劑流量在冷卻劑入口總流量中所占的份額。

表1 HTR-10熱工分析模型中的冷卻劑流量分配

本文運用該模型分別模擬10 MW額定設(shè)計工況和3 MW測溫試驗工況，其運行參數(shù)列于表2，并將其作為計算的參數(shù)和邊界條件。設(shè)置對流模型中的冷卻劑壓力，將區(qū)域16設(shè)置為速度入口，按照表中所列數(shù)值分別設(shè)置其流量和溫度，并設(shè)置導(dǎo)熱模型中的外界環(huán)境溫度。

表2 計算中的主要參數(shù)和邊界條件Table 2 Main parameter and boundary condition in calculation

該熱工水力模型中的燃料發(fā)熱由反應(yīng)堆物理分析程序VSOP算得的功率密度分布給出。功率密度分布由反應(yīng)堆當(dāng)前的燃料分布和中子通量分布確定，燃料分布情況與反應(yīng)堆的換料方案關(guān)系密切，HTR-10采用燃料球5次通過堆芯的換料方案。上述兩工況，反應(yīng)堆分別處于初裝堆芯和過渡堆芯狀態(tài)，其功率密度分布如圖5所示，總熱功率分別為10.00 MW和3.20 MW。

圖5 模擬工況的堆芯功率密度分布Fig.5 Power density profile of simulated condition

4 改進效果及堆芯溫度場分析

4.1 模型改進效果

在HTR-10運行過程中，熱工測量系統(tǒng)會實時監(jiān)測各種運行工況下堆內(nèi)構(gòu)件及壓力殼的溫度分布情況[4]。為使模型更準(zhǔn)確地反映堆芯溫度分布，本文選取測量系統(tǒng)中與堆芯球床距離較近、位于側(cè)反射層和側(cè)碳磚內(nèi)的12個熱電偶測量數(shù)據(jù)作為模型改進效果的驗證目標(biāo)值，它們在堆內(nèi)的分布情況如圖6所示。

圖6 堆芯側(cè)向溫度測點布置Fig.6 Layout of temperature measurement points around core

這12個測點分兩層成對布置于堆芯球床圓柱區(qū)域外圍的半高度處和底部，測點與軸線的距離兩兩相等。在模型坐標(biāo)系中，T21～T26 6個測點的布置高度為z=78.3 cm，T31～T36 6個測點的布置高度為z=168.3 cm。測點處的堆內(nèi)構(gòu)件布置情況列于表3。

表3 溫度測點位置Table 3 Location of temperature measurement point

運用原模型和改進后熱工分析模型分別模擬10 MW額定設(shè)計工況和3 MW測溫試驗工況，得到反應(yīng)堆側(cè)向溫度測點的溫度對比結(jié)果，如圖7所示。圖中散點為堆芯側(cè)向溫度測點的溫度實測值，曲線代表改進前、后的熱工分析模型在測點高度的溫度計算值。

由圖7可看出，原模型對堆芯側(cè)向構(gòu)件的溫度模擬存在一定偏差，偏差隨著與堆芯距離的增大而減小。這是由于實際運行中堆芯漏流冷卻劑對側(cè)反射層石墨和碳磚等構(gòu)件具有冷卻作用，使得實際溫度較模擬溫度更低；與堆芯的距離越近，漏流效應(yīng)越嚴(yán)重，偏差就越明顯。體現(xiàn)在物理模型中即側(cè)反射層中溫度較高的固相向溫度較低的氣相傳熱，溫度降低，最終達(dá)到熱平衡。

圖7 堆芯側(cè)向構(gòu)件溫度對比Fig.7 Comparison of temperature of components around core

兩個算例中測點溫度的對比列于表4、5。改進前，10 MW額定設(shè)計工況下，溫度模擬的最大偏差超過100 ℃，相對偏差約為30%，靠近堆芯球床的6個測點的平均相對偏差約為20%；3 MW測溫試驗工況下，溫度模擬的最大偏差約為80 ℃，相對偏差約為20%，靠近堆芯球床的6個測點的平均相對偏差約為16%?？梢?，改進前的堆芯熱工模型對堆芯球床外圍構(gòu)件的溫度模擬偏差較大，這可能在一定程度上對堆芯球床溫度的準(zhǔn)確模擬產(chǎn)生影響。

表4 模型改進效果(10 MW額定設(shè)計工況)Table 4 Model improvement effectiveness (10 MW rated design condition)

改進后，測點的溫度偏差整體上大幅縮小，對靠近堆芯球床的8個測點的模擬尤為準(zhǔn)確。10 MW額定設(shè)計工況下，反射層內(nèi)測點計算溫度的最大相對偏差約為10%；3 MW測溫試驗工況下，最大相對偏差約為5%。可見，改進后的堆芯熱工模型模擬堆芯冷卻劑漏流對反射層的冷卻效果更精確，模型對外圍構(gòu)件溫度分布模擬準(zhǔn)確度顯著提高。

表5 模型改進效果(3 MW測溫試驗工況)Table 5 Model improvement effectiveness (3 MW temperature measurement experiment condition)

4.2 堆芯溫度場分析

運用改進后的熱工分析模型模擬HTR-10在初裝堆芯狀態(tài)下按照額定設(shè)計工況滿功率穩(wěn)態(tài)運行堆芯的溫度分布情況，其中堆內(nèi)固體溫度場如圖8所示。

圖8 HTR-10額定設(shè)計工況滿功率穩(wěn)態(tài)運行堆內(nèi)溫度場Fig.8 Temperature distribution in HTR-10 core at full power and steady state under rated design condition

該工況下，燃料元件表面最高溫度為911.08 ℃，燃料元件中心最高溫度為941.80 ℃，該點位于堆芯軸線上，高度z=188.80 cm，底反射層最高溫度為807.56 ℃，側(cè)反射層最高溫度為477.00 ℃。計算結(jié)果與CPR-5各國計算的HTR-10額定設(shè)計工況下滿功率穩(wěn)態(tài)運行時堆芯燃料元件及堆內(nèi)構(gòu)件的溫度范圍相符，說明改進后的熱工分析模型對堆芯球床溫度分布模擬的準(zhǔn)確性良好。

HTR-10的燃料顆粒包覆材料能在不超過1 600 ℃的高溫環(huán)境下保持其完整性，計算得到的燃料及反射層最高溫度均未超過相應(yīng)材料的溫度限值，說明HTR-10能保證額定設(shè)計工況下的運行安全性，充分的溫度裕量正是開展超高溫運行研究所需的必要條件。

5 結(jié)論

本文分析了HTR-10冷卻劑流動情況對堆芯溫度場可能產(chǎn)生的影響，改進了原熱工分析模型中的堆芯冷卻劑漏流流道，并將計算結(jié)果與試驗數(shù)據(jù)進行對比，而后簡要分析了額定設(shè)計工況下滿功率穩(wěn)態(tài)運行時的堆芯溫度場，得到如下主要結(jié)論。

1) 運用反應(yīng)堆運行過程中堆內(nèi)構(gòu)件測點的實測值對模型進行了校驗，改進后的熱工計算模型對堆芯外圍溫度模擬的準(zhǔn)確度有顯著提升，在額定設(shè)計工況下的相對偏差由最大約30%縮小至最大約10%。

2) HTR-10(初裝堆芯)額定設(shè)計工況滿功率穩(wěn)態(tài)運行，一回路氦氣流量為4.32 kg/s，堆芯入口氦氣溫度為250 ℃時，出口氦氣溫度為700 ℃，燃料中心最高溫度為941.80 ℃，反射層最高溫度為807.56 ℃，均遠(yuǎn)低于材料的溫度限值，安全裕度充足，因此HTR-10的冷卻劑出口溫度能進一步提高，具有實現(xiàn)超高溫運行的潛力。

3) 改進后的HTR-10熱工分析模型，對堆芯球床和堆芯外圍構(gòu)件的溫度場模擬更加準(zhǔn)確，可作為后續(xù)開展HTR-10最高溫度及其不確定性研究以及超高溫運行預(yù)設(shè)計的工具。