楊寒

【摘 要】準確計算再淹沒過程燃料元件溫度分布是評價應急堆芯冷卻系統(tǒng)的有效性和估算反應堆安全裕度的關(guān)鍵。結(jié)合再淹沒裝置，利用系統(tǒng)分析程序RELAP5/MOD3.4分別對低流量下和高流量下的再淹沒試驗進行模擬分析。結(jié)果表明：（1）對于低流量的再淹沒，計算的加熱棒峰值表面溫度略低于實驗值，但是驟冷時間相差不多；計算的系統(tǒng)總質(zhì)量比實驗值偏低。（2）對于高流量的再淹沒，再淹沒初期計算的加熱棒峰值表面溫度，驟冷時間與試驗符合較好；計算的系統(tǒng)總質(zhì)量比試驗值偏低。RELAP5程序基本能預測再淹沒過程中的熱工水力現(xiàn)象，但是在再淹沒傳熱計算模型方面還有待改進。

【關(guān)鍵詞】堆芯冷卻；再淹沒；RELAP5

0 引言

應急堆芯冷卻系統(tǒng)主要關(guān)心的是發(fā)生失水事故或者長期衰變熱排出過程中，堆芯是否有足夠的傳熱能力。技術(shù)上關(guān)注的領域包括：再淹沒（大破口失水事故）、堆芯裸露（小破口失水事故）和自然循環(huán)（長期冷卻）。在大破口事故下反應堆冷卻劑喪失，堆芯元件可能全部或部分裸露，元件溫度最高值正是出現(xiàn)在這個階段。

RELAP5是通用的輕水堆瞬態(tài)分析計算程序，適用于輕水堆系統(tǒng)所有瞬態(tài)和假想事故（包括小破口失水事故、大破口失水事故和所有瞬態(tài)事故）的模擬計算[1]。它由愛達荷國家工程實驗室（INEL）為美國核管會（USNRC）研制開發(fā)，可用于規(guī)程制定、安全審評計算、事故緩解評價、操縱員規(guī)程評價和實驗計劃分析等各個方面。當前，由于對再淹沒過程中兩相流動傳熱行為的認識并不充分，現(xiàn)有安全分析程序模型存在較大的計算不確定性，評價反應堆安全系統(tǒng)的有效性是以犧牲安全裕度為代價的。

為分析再淹沒的物理過程及后果，確保反應堆安全，必須建立合適的模型進行瞬態(tài)特性分析及計算，并用一系列試驗來校核計算結(jié)果[2-4]。FLECHT-SEASET（全尺度應急堆芯冷卻換熱—分離效應試驗和系統(tǒng)效應試驗）是研究再淹沒，堆芯裸露和自然循環(huán)相關(guān)熱工水力特性的試驗裝置，試驗得到的再淹沒換熱試驗數(shù)據(jù)可幫助人們進一步理解再淹沒傳熱機制，發(fā)展新的傳熱模型。本文用RELAP5/MOD3.4程序?qū)LECHT-SEASET中的低流量再淹沒試驗和高流量再淹沒試驗進行模擬計算分析，并將計算結(jié)果與實驗結(jié)果進行比較，以評價REALP5程序中相應模型的適用性。

1 FLECHT-SEASET裝置

1.1 裝置描述

FLECHT-SEASET試驗裝置由美國核管會（NRC），美國電力研究協(xié)會（EPRI）和西屋公司共同建造，旨在獲得在假想事故下（再淹沒，堆芯沸騰和自然循環(huán)）壓水堆的換熱和兩相流動的實驗數(shù)據(jù)[2]。

試驗裝置主要包括安注箱、試驗段，蒸汽分離器，夾帶箱。試驗裝置的主要部件是一個帶有上、下腔室的低質(zhì)量的圓柱形外罩（內(nèi)徑0.19m，長3.89m）。試驗段包括161根燃料棒、16根套管、8根填料，加熱棒的長度為3.66m，流道截面積為0.015478m2。加熱棒束全尺寸模擬壓水堆典型的17×17的結(jié)構(gòu)。加熱棒的初始溫度為1140K，初始平均線功率為2.3kW/m，徑向功率均勻分布，軸向功率按余弦規(guī)律分布。加壓的水從體積為1.51m3的安注箱流出，經(jīng)過流量再分配裙座進入試驗段外罩。冷卻水初始溫度為325K，被試驗段加熱后從上腔室流出，壓力為0.28MPa。試驗段壓力通過電蒸汽鍋爐建立，液體流出試驗段后經(jīng)蒸汽分離器進行分離，蒸汽排出，液體由夾帶罐收集。當有兩個熱電偶溫度升至1144K（時間為80s左右）時，開始再淹沒注入，加熱功率開始隨時間衰減。

表1 試驗段主要結(jié)構(gòu)的參數(shù)

1.2 FLECHT-SEASET實驗內(nèi)容

目前，已在FLECHT-SEASET裝置上進行了一系列試驗，研究不同試驗參數(shù)，比如，再淹沒速率、系統(tǒng)壓力、初始加熱棒溫度、過冷度、峰值功率等對再淹沒流動和換熱特性的影響，獲得了燃料棒峰值包殼溫度、驟冷時間、傳熱系數(shù)、入口淹沒速度、總質(zhì)量、試驗段壓降、空泡份額、套管壁面和蒸汽溫度、乏汽和液體攜帶率等數(shù)據(jù)。

FLECHT-SEASET裝置上進行的試驗分為強迫驅(qū)動再淹沒與重力驅(qū)動再淹沒。本文將針對強迫驅(qū)動再淹沒試驗中的31504試驗（低流量的再淹沒試驗）和31701試驗（高流量的再淹沒試驗），來進行相關(guān)模型的驗證。

2 RELAP建模建立

針對試驗裝置，用RELAP5/MOD3.4程序進行建模計算?？刂企w節(jié)點劃分示于圖1。管部件PIPE代表試驗段，共劃分為20個控制體；分別用上、下兩個時間相關(guān)控制體TMDPVOL定義上腔室和下腔室的邊界條件流體狀態(tài)；時間相關(guān)接管TMDPJUN定義連接下腔室和外罩流體接管的流動狀態(tài)。試驗段加熱棒的加熱功率隨時間衰減，用來作為熱構(gòu)件的輸入。對試驗段控制體劃分敏感性分析，分別劃分為10，

20，30個控制體。敏感性分析結(jié)果表明，對于本裝置而言，不同數(shù)目的控制體劃分對計算結(jié)果影響不大，因此取節(jié)點數(shù)為20。

3 結(jié)果分析

3.1 31504試驗——低流量的再淹沒試驗

31504試驗的邊界條件：

入口邊界：Pin=2.76MPa，Tin=326K；再淹沒的注入速率u=0.0246m/s；

出口邊界：Pout=0.28MPa；

不同高度加熱棒的表面溫度計算值和實驗值：在軸向高度H=1.83m（加熱棒的中心），計算的表面溫度趨勢與實驗值是一致的，驟冷時間與實驗值吻合較好，但是包殼峰值溫度比實驗值低。在H=1.23m，計算的包殼峰值溫度比試驗值高，驟冷時間比實驗值有所延遲。在H=3.08m，也呈現(xiàn)同樣的規(guī)律：計算的包殼峰值溫度比實驗值高，驟冷時間延后，且偏差較大?？赡艿脑蚴窃傺蜎]的初期的傳熱是（下轉(zhuǎn)第270頁）（上接第271頁）臨界后的傳熱關(guān)系式，但是由于國際上對臨界后傳熱的機理的認識還不夠深入，并沒有建立比較好傳熱模型，而RELAP5對這一區(qū)域的傳熱計算也是相當粗糙的，因此，需要對臨界后傳熱模型進行改進。

進一步分析加熱棒中心面上蒸汽溫度分布，總的系統(tǒng)質(zhì)量裝量，以及含氣率隨時間的變化。由于RELAP5程序過低計算了加熱棒表面溫度，使得計算的蒸汽溫度比實驗值偏低。程序計算系統(tǒng)總質(zhì)量比實驗值偏低，說明更多的液體流出了系統(tǒng)。程序計算的加熱棒中心面上含氣率的變化情況與實驗值趨勢是一致的，在t<250s時，計算值偏低，而t>250s之后，計算值基本偏高。

3.2 31701試驗——高流量的再淹沒試驗

31701試驗的邊界條件：

入口邊界：Pin=2.76MPa，Tin=326K；再淹沒的注入速率u=0.155m/s；

出口邊界：Pout=0.28MPa；

計算得到的加熱棒表面溫度和系統(tǒng)總質(zhì)量的變化情況分布。加熱棒中心面的溫度分布與試驗符合較好，比實驗值略高，驟冷時間相差不多。計算的總質(zhì)量裝量比試驗值偏低，從而使冷卻能力弱化，元件表面溫度略微偏高。15s之前，程序計算的流體質(zhì)量比試驗值偏高，導致棒溫比試驗值低。65s之后，與試驗值較吻合。

4 結(jié)論

本文采用系統(tǒng)分析程序RELAP5/MOD3.4，結(jié)合再淹沒裝置FLECHT-SEASET進行了研究，分別計算了低流量再淹沒試驗和高流量再淹沒試驗工況，得出以下結(jié)論：

（1）程序能夠預測出再淹沒過程中主要的熱工水力現(xiàn)象，比如開始加熱棒幾乎絕熱被加熱，表面溫度直線上升；隨冷卻水的注入，加熱棒升溫速度減慢，出現(xiàn)峰值，直至最后被驟冷前沿淹沒，表面溫度快速下降。

（2）對于低流量的再淹沒，加熱棒中心面的表面溫度峰值低于實驗值，但是驟冷時間相差不多；加熱棒中心面以上及以下的表面溫度峰值高于實驗值，驟冷時間有所推遲，計算的系統(tǒng)總質(zhì)量比實驗值偏低。

（3）對于高流量的再淹沒，再淹沒初期計算的加熱棒中心面的表面溫度與試驗符合較好，比實驗值略高，驟冷時間相差不多。計算的總質(zhì)量裝量比試驗值偏低。

【參考文獻】

[1]USNRC，2001.RELAP/MOD3.3CodeManual.NUREG/CR-5535/Rev1[Z].

[2]PRI. PWR FLECHT SEASET Unblocked Bundle， Forced and Gravity Reflood Task Data Evaluation and Analysis Report[R].1982.

[3]yun-Sik Park. A separate effect test on the cooling behavior in a pressurized water reactor core under a low reflooding rate condition by using ATLAS and RELAP5/MOD3.3 code assessment[J].Annals of Nuclear Energy 38， 2011.

[4]C. Rod Bundle Heat Transfer Test Facility Test Plan and Design[R].NUREG/CR-6975，2010.

[責任編輯：王楠]