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        非能動專設安全設施應急余熱排出試驗研究

        2014-08-08 08:10:38扶靚虔許世杰李朋洲
        原子能科學技術(shù) 2014年8期
        關鍵詞:系統(tǒng)

        劉 遜,扶靚虔,許世杰,李朋洲

        (中國核動力研究設計院,四川 成都 610041)

        海水淡化是解決未來人類淡水危機的一個可靠途徑。目前世界上在運行的海水淡化裝置以石化能源為主,已對生態(tài)環(huán)境造成較大壓力,未來海水淡化尋求其他替代能源是必然趨勢。核能具有功率大、能源穩(wěn)定可靠、技術(shù)成熟等特點。隨著世界范圍內(nèi)核能海水淡化需求的增長,我國開始自主設計核能海水淡化反應堆。溫嶺核能海水淡化堆由中國核動力研究設計院設計,具有系統(tǒng)設備簡單、運行方便等特點,其專設安全設施具有良好的固有安全性。

        本文利用非能動專設安全設施綜合模擬試驗裝置(簡稱試驗裝置)對溫嶺核能海水淡化堆的專設安全設施進行模擬試驗,以驗證專設安全系統(tǒng)設計、掌握系統(tǒng)運行特性、研究其余熱導出能力。針對該試驗裝置,建立RELAP5/MOD3.2節(jié)點圖[1],計算分析試驗工況,并比較計算結(jié)果與試驗結(jié)果。

        1 試驗裝置

        試驗裝置以溫嶺核能海水淡化堆的專設安全設施為模擬對象,按單相自然循環(huán)模擬準則進行設計[2-3],主要遵循功率容積比準則、動力學準則、真實時間比準則、Richard數(shù)準則、幾何相似準則等。

        試驗裝置按功率、容積模擬比例因子1∶45進行設計,試驗裝置回路工質(zhì)、工作壓力和溫度與原型設計相同,設備的高度及設備間的相對高差與原型設計一致。

        試驗裝置包括一回路冷卻劑系統(tǒng)、非能動專設系統(tǒng)兩部分,系統(tǒng)流程如圖1所示。一回路冷卻劑系統(tǒng)由反應堆模擬體及兩條環(huán)路構(gòu)成,每條環(huán)路包括1臺循環(huán)泵、1臺換熱器。非能動專設安全系統(tǒng)包括蓄壓水池、余熱排出上升管、安注管等,其中蓄壓水池在裝置正常運行時作為系統(tǒng)穩(wěn)壓器。

        圖1 試驗裝置系統(tǒng)流程圖

        試驗裝置設置有堆芯進出口一回路冷卻劑溫度、壓力、一回路流量、波動流量等55個測點。堆芯模擬體電加熱元件由大型可控硅整流電源供電,可按給定曲線進行功率調(diào)節(jié),能準確模擬正常運行工況下堆芯功率、事故工況下堆芯衰變功率。主泵采用變頻調(diào)節(jié),可模擬原型主泵惰轉(zhuǎn)。

        2 試驗方法

        事故信號發(fā)出后,控制堆芯模擬體電加熱元件功率,從15%反應堆功率(600 kW)開始,使其按預先設定的功率曲線變化(模擬堆芯余熱),模擬堆芯余熱時,采用壓水堆停堆后的功率衰變曲線[4],試驗測量堆芯功率與壓水堆的衰變熱曲線比較示于圖2。

        圖2 試驗測量功率與壓水堆衰變熱比較

        事故信號發(fā)出的同時,開啟余熱排出上升管上的氣動隔離閥,堆芯模擬容器出口一部分流體進入應急余熱排出上升管,形成堆芯出口→應急余熱排出上升管→蓄壓水池模擬體→波動管→一回路冷段管道→環(huán)腔模擬容器→堆芯模擬容器的與一回路并列的循環(huán)系統(tǒng)。

        隨著主泵惰轉(zhuǎn)和慣性流量動壓頭的減小直至消失,反應堆下降環(huán)腔對安注管口的反向動壓頭也消失,最終形成蓄壓水池模擬體→安注管→環(huán)腔模擬容器→堆芯模擬容器→應急余熱排出上升管→蓄壓水池模擬體、蓄壓水池模擬體→波動管→一回路冷段→環(huán)腔模擬容器→堆芯模擬容器→應急余熱排出上升管→蓄壓水池模擬體兩個并列的自然循環(huán)系統(tǒng),將堆芯的剩余釋熱導入蓄壓水池[5-6]。

        本文針對余熱排出管阻力系統(tǒng)、堆芯出口溫度、蓄壓水池水位3個系統(tǒng)參數(shù)研究分析其對非能動余熱排出特性的影響,試驗工況列于表1。

        表1 試驗工況

        3 試驗結(jié)果及分析

        3.1 余熱排出上升管阻力系數(shù)的影響

        由表1可知,應急余熱排出模擬試驗分別在3組不同的余熱排出上升管阻力系數(shù)下進行,以蓄壓水池初始水位23 m、堆芯初始出口溫度105 ℃為例,不同阻力系數(shù)下的系統(tǒng)瞬態(tài)特性示于圖3。

        圖3 余熱排出上升管阻力系數(shù)對自然循環(huán)流量及堆芯出口溫度的影響

        從圖3可看出,余熱排出上升管阻力系數(shù)的變化對自然循環(huán)流量及堆芯出口溫度均有一定影響,隨阻力系數(shù)的增大,自然循環(huán)流量依次下降,堆芯出口溫度依次升高。從圖3還可看出,堆芯出口的最高溫度也受到阻力系數(shù)變化的影響,依次為122.1、126.2和127.1 ℃(對應阻力系數(shù)為15、30和60),但均未超過0.3 MPa壓力下的飽和溫度(133.5 ℃)。

        3.2 堆芯出口初始溫度的影響

        由表1可知,應急余熱排出模擬試驗分別在兩組不同的堆芯初始出口溫度下進行,以蓄壓水池初始水位23 m、余熱排出上升管阻力系數(shù)60為例,不同堆芯出口溫度下的系統(tǒng)瞬態(tài)特性示于圖4。

        圖4 堆芯初始出口溫度對自然循環(huán)流量和堆芯出口溫度的影響

        從圖4可看出,堆芯初始溫度對自然循環(huán)建立之初有較大影響。初始溫度較高,自然循環(huán)上升段、下降段流體間的密度差更大,在相同阻力系數(shù)下,循環(huán)建立之初自然循環(huán)的流量更大,進而使堆芯出口溫度下降更快,導致流量降低,這樣便使得自然循環(huán)的流量逐漸趨于一致。同時,在堆芯加熱段功率變化一致的情況下,熱段和冷段流體的溫差也應趨于一致。

        3.3 蓄壓水池初始水位的影響

        根據(jù)表1,應急余熱排出模擬試驗分別在3組不同的蓄壓水池水位下進行,以堆芯初始出口溫度105 ℃、余熱排出上升管阻力系數(shù)30為例,不同蓄壓水池水位下的系統(tǒng)瞬態(tài)特性示于圖5。

        圖5 蓄壓水池初始水位對余熱排出上升管流量和堆芯出口溫度的影響

        在不同蓄壓水池水位下,系統(tǒng)阻力系數(shù)、冷熱芯位差、冷熱流體初始密度差均無明顯變化,因此在堆芯加熱功率變化一致的情況下,自然循環(huán)流量及堆芯出口溫度變化應趨于一致。

        從圖5可看出,自然循環(huán)穩(wěn)定后,流量及堆芯出口溫度的變化基本同步,但在自然循環(huán)建立之初有較大區(qū)別,這是因為蓄壓水池同時作為主回路的穩(wěn)壓器,不同水位對應不同壓力,進而流體有不同的飽和溫度。在水位18 m和13 m的工況下,主回路流體部分汽化,堆芯出口溫度雖在流體汽化吸熱的作用下不再上升,但流量、壓差發(fā)生較大波動[7]。

        4 計算分析

        4.1 模型建立

        本文應用RELAP5/MOD3.2系統(tǒng)計算程序建立了非能動專設安全設施綜合模擬試驗裝置的計算模型。整個計算模型共包括256個控制體、259個連接件及247個熱構(gòu)件,節(jié)點圖如圖6所示。

        圖6 非能動專設安全設施綜合模擬試驗裝置RELAP節(jié)點圖

        反應堆容器模擬體模型由堆芯模擬容器和環(huán)腔模擬容器組成。堆芯由一包括10個控制體的pipe部件(編號185)模擬,其中8個控制體含有電加熱元件模擬試驗裝置的衰變熱。壓力安全系統(tǒng)和專設安全設施由蓄壓水池、波動管、安注管路、余熱排出上升管組成,其中蓄壓水池由一包括50個控制體的pipe部件(編號110)模擬,每個控制體的高度為0.5 m,頂部是空氣并與大氣連通。

        主回路由兩條并聯(lián)運行的閉合環(huán)路組成,分別包括主管道(包括2套主換熱器及2套主泵)、旁通管路、換熱器冷卻管路。

        4.2 結(jié)果分析

        通過建立RELAP模型,對應急余熱排出瞬態(tài)工況進行了模擬,對比了蓄壓水池初始水位為23 m和18 m工況的計算結(jié)果,分析了蓄壓水池初始水位對應急余熱排出模擬試驗自然循環(huán)的建立和余熱導出的影響,并將計算結(jié)果與試驗結(jié)果進行了對比。瞬態(tài)試驗初始條件列于表2。

        表2 計算工況

        計算結(jié)果與試驗數(shù)據(jù)的比較示于圖7。在水位較高(CASE 1)時,堆芯進出口溫度、余熱排出上升管流量計算值與試驗值吻合較好。對于水位較低的工況(CASE 2),堆芯進出口溫度、安注管流量、波動管流量計算值與試驗值吻合較好,但余熱排出上升管流量計算值與試驗值在事故初期有較大差異,計算結(jié)果和試驗結(jié)果均出現(xiàn)了較大的流量峰值,且試驗結(jié)果比計算結(jié)果的峰值流量更大,基本穩(wěn)定后計算結(jié)果與試驗結(jié)果趨于一致。

        圖7 余熱排出上升管流量和堆芯出口溫度

        出現(xiàn)該現(xiàn)象的原因在于,蓄壓水池水位較低(18 m)時,對應系統(tǒng)壓力也較低(蓄壓水池充當系統(tǒng)穩(wěn)壓器作用),事故過程中堆芯出口溫度升高到接近或達到飽和溫度,在余熱排出上升管內(nèi),隨著位置升高,壓力進一步降低,會引起更多流體汽化,試驗中由于兩相流的存在,導致余熱排出上升管內(nèi)流量測量存在較大不確定性。對于CASE 1,雖然事故過程的堆芯出口溫度峰值與CASE 2的基本相同,但由于蓄壓水池水位較高,系統(tǒng)壓力較高,堆芯出口溫度及余熱排出上升管內(nèi)的流體未達到飽和溫度,未產(chǎn)生汽化現(xiàn)象。

        5 結(jié)論

        通過對海水淡化堆非能動余熱排出特性模擬試驗及程序計算分析,可得到以下結(jié)論。

        1) 余熱排出上升管阻力系數(shù)、蓄壓水池初始水位、初始堆芯出口溫度對海水淡化堆的余熱排出特性均有影響。余熱排出上升管阻力系數(shù)越小,自然循環(huán)流量越大,堆芯出口溫度峰值越低;初始堆芯出口溫度越高,事故初期自然循環(huán)流量越大,堆芯出口溫度上升到最高值后下降更快。正常的蓄壓水池水位可保證非能動余熱排出系統(tǒng)的平穩(wěn)啟動,過低的蓄壓水池水位將導致堆芯出口冷卻劑汽化,非能動余熱排出系統(tǒng)在啟動過程中可能出現(xiàn)流量和壓差的劇烈波動。

        2) 利用RELAP5/MOD3.2程序建立了模型節(jié)點,計算結(jié)果與試驗結(jié)果符合較好,能較好地模擬海水淡化堆非能動安全系統(tǒng)的非能動余熱導出過程,通過對模型適應性調(diào)整后可用于對原型系統(tǒng)的分析研究。

        參考文獻:

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        [4] CHANG L K, MOHR D. Experimental and analytical study of loss-of-flow transients in EBR-Ⅱ occurring at decay power levels[M]∥VEZIROGLU T N. Alternative energy sources Ⅶ. New York: Hemisphere Publishing, 1985: 471-484.

        [5] FRIEND M T, WRIGHT R F, HOCHREITER L E, et al. Simulated AP600 response to small-break loss of coolant accident and non loss of coolant accident events: Analysis of SPES-2 integral test results[J]. Nucl Technol, 1998, 122: 19-42.

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        [7] ISHII M, KATAOKA I. Similarity analysis and scaling criteria for PWRS under single-phase and two-phase natural circulation, NUREG/CR-3267[R]. Washington D. C.: US Nuclear Regulatory Commission, 1983.

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