戚展飛，樊 普

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233)

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大型非能動壓水堆核電廠安全注射系統(tǒng)旋啟式止回閥阻力變化對長期堆芯冷卻影響分析

戚展飛，樊 普

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233)

大型非能動壓水堆核電廠在發(fā)生失水事故(LOCA)后的長期堆芯冷卻階段依靠重力向堆芯注入應(yīng)急冷卻水，其注射管線上設(shè)置的旋啟式止回閥的阻力可隨流量變化，管線的阻力可能將非預(yù)期地增加。根據(jù)旋啟式止回閥阻力特性，為失水事故最佳估算系統(tǒng)分析程序添加相應(yīng)的計(jì)算功能，對壓力容器直接注射(DVI)管線雙端斷裂事故后長期堆芯冷卻工況進(jìn)行了計(jì)算分析。結(jié)果表明：安全注射管線上旋啟式止回閥阻力變化對大型非能動壓水堆核電廠LOCA后長期冷卻的影響較??；在安全裕量不足的情況下，旋啟式止回閥的阻力特性將影響到非能動注射管線的安全注射功能的執(zhí)行。

長期堆芯冷卻；旋啟式止回閥；非能動安全注射

大型非能動壓水堆核電廠發(fā)生失水事故(LOCA)后，安注箱(ACC)、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)及安全殼地坑內(nèi)的水由重力驅(qū)動通過壓力容器直接注射(DVI)管線注入壓力容器。注射管線的阻力是決定注射流量的重要因素。

在長期堆芯冷卻階段，大型非能動壓水堆核電廠主要由IRWST和安全殼地坑提供安全注射流量。為防止水的倒流，在IRWST及安全殼地坑注射管線上均設(shè)置了旋啟式止回閥。旋啟式止回閥是止回閥的一種，其閥瓣隨水流沖擊開啟和關(guān)閉。旋啟式止回閥設(shè)計(jì)簡單可靠，并能提供較大的流通面積，阻力也相對較小，被大量用于核電廠的安注管線中[1]。目前，對于旋啟式止回閥主要關(guān)注其關(guān)閉時(shí)產(chǎn)生的水錘對管線及閥門失效的影響[2-4]。但值得注意的是，旋啟式止回閥的阻力可隨流量的變化而發(fā)生變化[1，5]，止回閥阻力的增加可能對非能動系統(tǒng)的性能有重要影響[6]。文獻(xiàn)[7-8]指出，在發(fā)生LOCA后，IRWST注射管線及安全殼地坑注射管線的流量不能使AP1000核電廠的旋啟式止回閥保持全開，止回閥處的阻力將高于全開時(shí)的。美國西屋公司的相關(guān)研究仍在進(jìn)行中。對大型非能動壓水堆核電廠而言，由于同樣采用了非能動的安全注射方式，阻力的非預(yù)期增加同樣可能存在，這將使得管線的流量小于之前的預(yù)期，而冷卻水的注射流量直接關(guān)系到是否能夠確保反應(yīng)堆堆芯不發(fā)生過熱；另一方面，目前如RELAP5、RETRAN、MARS等系統(tǒng)分析程序均包含了旋啟式止回閥模型或?qū)υＰ瓦M(jìn)行了相關(guān)改進(jìn)[9-11]，但大型非能動壓水堆核電廠設(shè)計(jì)開發(fā)中所采用的失水事故最佳估算系統(tǒng)分析程序WCOBRA/TRAC在對LOCA后長期冷卻階段的分析計(jì)算中，受程序功能限制，并不能考慮流量變化時(shí)止回閥阻力的變化。因此，這對先前未考慮止回閥阻力變化時(shí)長期堆芯冷卻階段安全分析的保守裕量是否足夠提出了疑問，如何合理地給出阻力的保守值也是值得討論的。本文作者已進(jìn)行的相關(guān)分析表明，IRWST注射管線上旋啟式止回閥阻力變化對大型非能動壓水堆核電廠小LOCA的影響較小，但有必要進(jìn)一步對LOCA后長期堆芯冷卻階段進(jìn)行分析。

本文根據(jù)旋啟式止回閥的阻力特性，為分析程序添加相應(yīng)的計(jì)算功能，分析IRWST注射管線及安全殼地坑注射管線上旋啟式止回閥阻力變化對LOCA后長期冷卻的影響。

1 止回閥阻力特性

閥門的阻力與流量的關(guān)系由下式[12]給出：

(1)

其中：K為閥門阻力系數(shù)；CV為流量系數(shù)，表示60 ℉(15.56 ℃)的水通過閥產(chǎn)生1 psi(6 894.8 Pa)壓降所需的流量，gal/min；d為內(nèi)徑，inch。

由式(1)可見，在d一定時(shí)，K將隨CV的減小而變大。

旋啟式止回閥的流速越小，閥門開度越小，而閥門開度越小，CV越小，閥門阻力系數(shù)越大[1，5]。在流量小于使閥門全開的流速時(shí)，旋啟式止回閥只能部分開啟。此時(shí)，旋啟式止回閥的阻力將隨閥門處流速的減小而增大。另一方面，對旋啟式止回閥而言，存在一對應(yīng)于閥門的最大開度的流速，當(dāng)流速大于此流速后，閥門開度將不再增加，流量系數(shù)達(dá)到最大值，閥門處阻力達(dá)到最小值。而當(dāng)流速大于使旋啟式止回閥全開的流速后，閥門處阻力不再減小。

圖1 止回閥流量系數(shù)隨流速的變化Fig.1 Flow coefficient of check valve vs. velocity

圖1示出典型的止回閥流量系數(shù)隨流速的變化。因具體的變化曲線隨閥門型號的不同而不同，本文將根據(jù)實(shí)際的閥門阻力特性曲線進(jìn)行分析計(jì)算。

2 程序改進(jìn)及驗(yàn)證

原分析程序中沒有提供針對止回閥阻力隨流量變化的功能，為考慮止回閥阻力變化的分析，本文對源程序進(jìn)行了修改。此外，由于安注管線上還設(shè)置有并聯(lián)的止回閥，因此，也考慮了并聯(lián)管線上的流量分配及其止回閥阻力的動態(tài)變化。并聯(lián)管線的阻力可按式(2)和式(3)計(jì)算：

(2)

(3)

其中：Ktot為并聯(lián)管線的總阻力；Mtot、Atot和ρ0分別為并聯(lián)管線總質(zhì)量流量、流通面積和流體密度；M1和M2分別為支路的質(zhì)量流量；K1和K2分別為支路的阻力系數(shù)；A1和A2分別為支路的流通面積；ρ1和ρ2分別為支路的流體密度。

圖2 止回閥阻力計(jì)算值與期望值的相對誤差Fig.2 Relative error between calculated and expected resistances of check valve

由于原分析程序中對管線的模擬采用了集總處理的方法，忽略了管線上閥門并聯(lián)和串聯(lián)的組合，本文根據(jù)止回閥阻力特性及并聯(lián)管線流量分配特性，為程序添加了相應(yīng)的功能，可進(jìn)行單個(gè)閥門、并聯(lián)閥門等不同管線布置和單一失效等各種不同情況下止回閥阻力隨流量和開度變化的計(jì)算分析。圖2示出止回閥阻力計(jì)算值與期望值的相對誤差。從圖2可見，程序計(jì)算的相對誤差在±0.02%之內(nèi)。由于對原分析程序的修改僅限于閥門的流量和阻力計(jì)算功能，修改后的程序在不啟用此功能下的計(jì)算結(jié)果也與原程序的完全一致，因此，可認(rèn)為修改后程序計(jì)算的相對誤差為±0.02%。

3 分析方法與計(jì)算工況

對于大型非能動壓水堆，DVI管線雙端斷裂(DEDVI)事故后的長期堆芯冷卻是對堆芯衰變熱移除最為極限的事故，因此以下計(jì)算分析都基于此事故。分析過程中采用了時(shí)間窗口計(jì)算模式。每一時(shí)間窗口對應(yīng)為事故進(jìn)程中某一特定的時(shí)間段。本文共分析了如下兩個(gè)工況。

1) 工況1

工況1為基準(zhǔn)工況。工況1分析從DEDVI事故后完全建立IRWST注射開始至安全殼內(nèi)形成穩(wěn)定的再循環(huán)冷卻的長期冷卻階段。工況1覆蓋了長期冷卻過程中各重要的熱工水力現(xiàn)象，可全面了解止回閥阻力變化對長期冷卻的影響。工況1共計(jì)算了10 000 s。堆芯功率采用額定功率的101%，衰變熱采用ANS-1971標(biāo)準(zhǔn)衰變熱曲線，并考慮20%的不確定性，同時(shí)假設(shè)4臺ADS第4級閥門中的1臺失效。

2) 工況2

工況2為極限工況。工況2分析DEDVI事故后IRWST注射切換為安全殼地坑再循環(huán)后的階段。工況2可給出極限情況下止回閥阻力增加對長期冷卻的影響。工況2共計(jì)算了3 000 s。堆芯功率采用額定功率的102%，衰變熱采用ANS-1971標(biāo)準(zhǔn)衰變熱曲線，并考慮20%的不確定性，同時(shí)假設(shè)4臺ADS第4級閥門中的兩臺失效，以及安全殼隔離失效(可使得安全殼壓力最低)。

4 計(jì)算結(jié)果與討論

4.1 工況1

圖3示出工況1下完好和破損DVI管線的注射流量。圖4～6分別示出了工況1下完好及破損DVI管線注射流量、上腔室壓力及燃料包殼峰值溫度(PCT)的對比。圖7示出完好及破損DVI管線阻力相對原止回閥全開時(shí)阻力及流量變化。

圖3 工況1下完好(a)及破損(b)DVI管線的注射流量Fig.3 Mass flow rate on integral (a) and break (b) DVI lines in case 1

圖4 工況1下完好(a)及破損(b)DVI管線的注射流量對比Fig.4 Comparison of mass flow rate on integral (a) and break (b) DVI lines in case 1

圖5 工況1下反應(yīng)堆上腔室壓力的對比Fig.5 Comparison of pressure for reactor upper plenum in case 1

圖6 工況1下PCT的對比Fig.6 Comparison of PCT in case 1

圖7 工況1下完好(a)及破損(b)DVI管線阻力及流量變化Fig.7 Variations of resistance and mass flow rate on integral (a) and break (b) DVI lines in case 1

可看出，在考慮止回閥阻力變化后，隨著DVI管線注射流量的減小，管線處的阻力將相應(yīng)地增加。圖3a中完好DVI管線注射流量的突降是由于DVI管線的注射水源從IRWST切換到了安全殼地坑再循環(huán)，相應(yīng)地，從圖7a中可看到對應(yīng)的管線阻力的突增。這也說明改進(jìn)后的程序能夠模擬止回閥阻力隨流量的突變?？偟膩碚f，在再循環(huán)階段，工況1中完好及破損DVI管線的注射流量相比止回閥全開時(shí)的流量平均分別減小了3.9%和13.2%，完好及破損DVI管線的阻力分別增加了約9.1%和43.1%。但止回閥阻力變化對PCT和上腔室壓力基本沒有影響，兩者分別增加了約0.1%和0.3%。PCT保持在105～130 ℃，遠(yuǎn)低于10CFR50.46中所規(guī)定的限值1 204 ℃，DVI管線的注射流量仍可維持堆芯的可冷卻狀態(tài)。

4.2 工況2

圖8示出工況2下完好DVI管線的注射流量。圖9～11示出工況2下的完好DVI管線注射流量、上腔室壓力及PCT的對比。圖12示出完好DVI管線阻力相對原止回閥全開時(shí)阻力及流量變化。由于破損DVI管線在工況2中的流量為零，因此這里沒有給出破損DVI管線的流量及阻力變化。

圖8 工況2下完好DVI管線的注射流量Fig.8 Mass flow rate on integral DVI line in case 2

由計(jì)算結(jié)果可知，較止回閥全開時(shí)，完好DVI管線阻力大幅增加了約30.3%，完好DVI管線注射流量減小了約15.1%，這也使得PCT和上腔室壓力略有上升，兩者分別增加了約0.3%和0.8%。但與工況1類似，同樣可認(rèn)為止回閥阻力變化對維持堆芯可冷卻狀態(tài)的影響較小。工況1、2下各參數(shù)的標(biāo)準(zhǔn)差，以及各參數(shù)相比止回閥全開時(shí)平均值和極值的變化列于表1。

圖9 工況2下完好DVI管線的注射流量對比Fig.9 Comparison of mass flow rate on integral DVI line in case 2

圖10 工況2下反應(yīng)堆上腔室壓力的對比Fig.10 Comparison of pressure for reactor upper plenum in case 2

圖11 工況2下PCT的對比Fig.11 Comparison of PCT in case 2

4.3 結(jié)果討論

綜合工況1、2的分析結(jié)果可看出，在考慮DVI管線上旋啟式止回閥阻力隨流量變化后，DVI管線的阻力均大于止回閥全開時(shí)的阻力，這表示實(shí)際上止回閥并未全開，而DVI管線阻力的增加也導(dǎo)致DVI管線的注射流量顯著減小，對所分析的兩個(gè)工況流量減小可達(dá)約15.1%。旋啟式止回閥的阻力特性對于非能動注射管線的注射能力有著重要影響。在安全裕量不足的情況下，如安注流量較低或堆芯已大面積裸露，旋啟式止回閥的阻力特性將影響到非能動注射管線的安全注射功能的執(zhí)行。

圖12 工況2下完好DVI管線阻力及流量變化Fig.12 Variations of resistance and mass flow rate on integral DVI line in case 2

表1 工況1、2下各參數(shù)的計(jì)算結(jié)果匯總Table 1 Summary of calculation results at case 1 and 2

注：1) 對阻力、PCT和壓力取95%上分位點(diǎn)，對流量取5%下分位點(diǎn)

不過，對于大型非能動壓水堆核電廠，非能動安全注射系統(tǒng)注射的冷卻水仍能保證燃料棒不發(fā)生升溫，堆芯仍可維持長期冷卻狀態(tài)。

雖然止回閥阻力增加對非能動大型壓水堆LOCA后長期堆芯冷卻的影響較小，但由以上分析計(jì)算可知，由于止回閥阻力的增加是不可忽略的，非能動安全注射系統(tǒng)仍應(yīng)考慮隨流量變化的DVI管線阻力的增加。對于其他不提供管線部件阻力隨流量變化功能或雖然包含相關(guān)模型但其準(zhǔn)確性仍有待驗(yàn)證的系統(tǒng)分析程序，存在如何在分析中給出合理而保守的阻力的問題。直接采用極低流量下的極大阻力固然保守，但這可能使分析結(jié)果過于保守而并不合理。而對某些無法獲取源代碼的程序，也無法實(shí)現(xiàn)對程序的修改。因此，比較可行的方法是根據(jù)上一次計(jì)算所獲得的流量為下一次計(jì)算提供阻力調(diào)節(jié)的依據(jù)，通過若干次迭代計(jì)算的方式為管線阻力給出合理的保守裕量，止回閥阻力迭代流程圖如圖13所示。

5 結(jié)論

本文通過修改程序，為分析程序添加了旋啟式止回閥阻力隨流量變化的計(jì)算功能，可滿足不同管線布置和失效假設(shè)下的分析需要。使用修改后的程序分析了DVI管線上旋啟式止回閥阻力變化對LOCA后長期堆芯冷卻的影響，得到以下結(jié)論。

1) 基于所分析的兩個(gè)LOCA后長期堆芯冷卻工況，在DVI管線的注射流量減小的情況下，非能動大型壓水堆的堆芯仍可維持長期冷卻狀態(tài)。

2) 在考慮DVI管線上旋啟式止回閥阻力隨流量變化后，DVI管線的阻力將有明顯增加，這將導(dǎo)致DVI管線的注射流量顯著減小。在安全裕量不足的情況下，旋啟式止回閥的阻力特性對于非能動注射管線的注射能力有著重要影響。

圖13 止回閥阻力迭代流程圖Fig.13 Flow chart of check valve resistance iteration

3) 在不修改計(jì)算分析程序的情況下，非能動安全注射系統(tǒng)應(yīng)考慮隨流量變化的DVI管線阻力的增加，可通過迭代計(jì)算的方式為管線阻力提供合理的保守裕量。

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Analysis of Influence of Swing Check Valve Resistance Variation in Safety Injection System on Long Term Core Cooling in Large Advanced Passive PWR Nuclear Power Plant

QI Zhan-fei, FAN Pu

(ShanghaiNuclearEngineeringResearch&DesignInstitute,Shanghai200233,China)

The emergency cooling water is injected into the reactor core by gravity in the large advanced passive PWR nuclear power plant during the long term core cooling (LTCC) following loss of coolant accident (LOCA). The resistances of swing check valves in the safety injection lines vary with flow rate causing unexpected increase in the resistance of safety injection lines. A model according to the swing check valve resistance performance was implemented into the best-estimate LOCA analysis system code in this study. The cases of LTCC following a guillotine double-ended direct vessel injection (DEDVI) line break were analyzed using the improved code. Compared with the previous calculations, it’s found that the swing check valve resistance performance has a little effect on LTCC following a LOCA in the large advanced passive PWR nuclear power plant but is important to the ability of safety injection in some situations with inadequate safety margin.

long term core cooling; swing check valve; passive safety injection

2014-01-26;

2014-10-08

戚展飛(1984—)，男，上海人，工程師，博士，核能科學(xué)與工程專業(yè)

TL364.4；TL33

A

1000-6931(2015)06-1088-07

10.7538/yzk.2015.49.06.1088