余健明,曹學(xué)武

(上海交通大學(xué)機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院,上海200240)

先進(jìn)非能動(dòng)核電廠DEDVI事故熱工水力模擬分析

余健明,曹學(xué)武

(上海交通大學(xué)機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院,上海200240)

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先進(jìn)非能動(dòng)核電廠的事故分析模型,包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) (RCS)、簡(jiǎn)化的二回路系統(tǒng)和專設(shè)安全設(shè)施。針對(duì)小破口失水事故(SBLOCA)中的直接安注管雙端斷裂事故(DEDVI)進(jìn)行分析,并著重對(duì)SBLOCA現(xiàn)象識(shí)別和排序表(PIRT)中對(duì)其影響較大的液滴夾帶進(jìn)行敏感性分析。分析結(jié)果表明,對(duì)直接安注管雙端斷裂事故,破口和自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)能夠有效地使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降壓,堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)能夠迅速實(shí)現(xiàn)堆芯補(bǔ)水,確保堆芯冷卻。對(duì)液滴夾帶的敏感性分析表明,對(duì)于位置較高的第4級(jí)ADS,噴放流量對(duì)液滴夾帶模型比較敏感,使用均相流模型計(jì)算時(shí),其液相流量顯著高于非均相流模型。

先進(jìn)非能動(dòng)核電廠;DEDVI;液滴夾帶

西屋公司設(shè)計(jì)的先進(jìn)非能動(dòng)核電廠在安全設(shè)計(jì)中廣泛采用非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)理念,采用非能動(dòng)系統(tǒng)取代傳統(tǒng)二代壓水堆中的相應(yīng)安全設(shè)施,系統(tǒng)大為簡(jiǎn)化。先進(jìn)非能動(dòng)核電廠設(shè)計(jì)了非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)來(lái)緩解事故情況下的堆芯應(yīng)急冷卻,為了驗(yàn)證先進(jìn)非能動(dòng)核電廠的設(shè)計(jì)可靠性,開(kāi)展了一系列實(shí)驗(yàn)研究,其中整體效應(yīng)實(shí)驗(yàn)包括全壓全高度的ROSA/AP600[1]和 SPES-2[2]、低壓的 OSU/APEX[3]以及針對(duì)AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系特定修改的APEX-1000[4]等,單項(xiàng)效應(yīng)實(shí)驗(yàn)包括CMT試驗(yàn)、ADS試驗(yàn)和非能動(dòng)余熱排出(PRHR)熱交換器試驗(yàn)[5]等。通過(guò)這些實(shí)驗(yàn)為計(jì)算機(jī)程序的驗(yàn)證提供大量的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。

同時(shí),國(guó)內(nèi)學(xué)者研究了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的冷卻能力以及加熱系統(tǒng)的周期性不穩(wěn)定現(xiàn)象[6-8]。國(guó)外學(xué)者Fletcher等[5]使用RELAP5/MOD3.2程序?qū)P600核電廠SBLOCA事故進(jìn)行了分析研究,這個(gè)研究是美國(guó)核管會(huì)對(duì)AP600設(shè)計(jì)進(jìn)行認(rèn)證的一部分。WRIGHT[4]利用1/4壓力、1/4高度?；疉P1000的APEX-1000試驗(yàn)裝置上模擬了4種不同破口尺寸和破口位置的SBLOCA事故譜,重點(diǎn)關(guān)注了關(guān)鍵的熱工水力現(xiàn)象和非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)的性能和相互影響,結(jié)果證明AP1000的非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)能持續(xù)帶出堆芯衰變熱,所有工況堆芯始終未發(fā)生裸露。

設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析中的SBLOCA涉及PXS的所有非能動(dòng)部件,事故中的現(xiàn)象復(fù)雜,對(duì)非能動(dòng)系統(tǒng)的挑戰(zhàn)較大。而在直接安注管雙端斷裂(DEDVI)事故中只有一半的應(yīng)急冷卻水有效地注入反應(yīng)堆壓力容器,使直接安注管雙端斷裂事故是長(zhǎng)期冷卻的極限破口事故[9]。先進(jìn)非能動(dòng)電廠SBLOCA PIRT中,冷段與壓力平衡管、熱段與PRHR入口管T型管的相分離是高排位現(xiàn)象[5],其中液滴夾帶對(duì)其影響較大。因此,本文利用機(jī)理程序建立先進(jìn)非能動(dòng)核電廠的模型,分析SBLOCA中的直接安注管雙端斷裂事故進(jìn)程,研究PXS系統(tǒng)對(duì)直接安注管雙端斷裂事故的響應(yīng)和熱工水力行為,并對(duì)SBLOCA現(xiàn)象識(shí)別和排序表中影響較大的液滴夾帶進(jìn)行敏感性分析。

1 分析模型的建立

1.1 先進(jìn)非能動(dòng)核電廠模型

本文采用Relap5/Mod 3.4程序建立先進(jìn)非能動(dòng)核電廠的模型,主要模擬了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)、簡(jiǎn)化的二回路系統(tǒng)和專設(shè)安全設(shè)施(見(jiàn)圖1)。

RCS系統(tǒng)主要模擬了堆芯、壓力容器、穩(wěn)壓器、主泵、蒸汽發(fā)生器和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道。壓力容器按照各主要流道和容積進(jìn)行節(jié)點(diǎn)劃分,包括了壓力容器上腔室的旁通流道、壓力容器的冷卻劑下降段、壓力容器下腔室空間、堆芯活性區(qū)、堆芯上腔室、堆芯的控制棒管束流道、壓力容器上封頭等。

二回路系統(tǒng)主要包括主給水系統(tǒng)、啟動(dòng)給水系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)。主蒸汽系統(tǒng)主要有蒸汽管道、主蒸汽隔離閥、大氣釋放閥、主蒸汽安全閥組成。

專設(shè)安全設(shè)施中的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)主要模擬了非能動(dòng)余熱排出熱交換器(PRHR HX)、2個(gè)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、2個(gè)安注箱(ACC)、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)、安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)及相關(guān)管線。

1.2 先進(jìn)非能動(dòng)核電廠直接安注管雙端斷裂事故假設(shè)

本文模擬了先進(jìn)非能動(dòng)核電廠在進(jìn)入下降環(huán)腔的管嘴處發(fā)生的直接安注管雙端斷裂事故。事故分析模型使用的主要假設(shè)包括:

(1)核電廠在事故發(fā)生前運(yùn)行在102%額定功率的水平上,事故后衰變熱考慮＋20%的不確定性;

(2)初始反應(yīng)堆冷卻劑冷熱段平均溫度比名義值高4.44℃;

(3)穩(wěn)壓器壓力比名義值高0.345 MPa;

(4)安全殼背壓為0.101 MPa(a);

(5)蒸汽發(fā)生器堵管份額0%;

圖1 先進(jìn)非能動(dòng)核電廠模型節(jié)點(diǎn)劃分Fig.1 Nodalization for advanced passive PWR

(6)CMT、ACC、IRWST 的 初 始 水 溫為49℃;

(7)ACC的初始?jí)毫?.93 MPa(a);

(8)事故發(fā)生后,穩(wěn)壓器壓力降至低于12.41 MPa(a)時(shí)產(chǎn)生反應(yīng)堆停堆信號(hào);

(9)穩(wěn)壓器壓力降至低于11.72 MPa(a)時(shí),觸發(fā)“S”信號(hào),自動(dòng)打開(kāi)CMT和PRHR注射管線的隔離閥;

(10)“S”信號(hào)2 s后主給水隔離閥逐漸關(guān)閉,“S”信號(hào)6 s后反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn);

(11)破損環(huán)路的非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)(由一個(gè)ACC,一個(gè)CMT和一條IRWST注射管線組成)的注射流量全部從直接安注管一側(cè)的破口流出。

(12)假設(shè)第4級(jí)ADS 4個(gè)閥門中不與穩(wěn)壓器相連的其中1個(gè)因故障無(wú)法開(kāi)啟,其余3個(gè)正常工作。

2 計(jì)算結(jié)果與分析

2.1 先進(jìn)非能動(dòng)核電廠直接安注管雙端斷裂事故進(jìn)程

表1列出了直接安注管雙端斷裂事故進(jìn)程關(guān)鍵事件序列,并與西屋公司開(kāi)發(fā)的用于小破口失水事故分析的NOTRUMP程序的結(jié)果對(duì)比。

表1 直接安注管雙端斷裂事故序列Table 1 DEDVI sequence of events

對(duì)于使用非均相流模型的基準(zhǔn)工況,破口發(fā)生在0 s,有破口的一列直接安注管上的ACC和該側(cè)壓力容器下降段通過(guò)破口向安全殼噴放,壓力容器一側(cè)的破口當(dāng)量直徑為10.16 cm,RCS因此快速降壓(見(jiàn)圖2),從而觸發(fā)停堆信號(hào),在18.2 s產(chǎn)生“S”信號(hào)。在“S”信號(hào)的控制下,CMT和PRHR注射管線上的隔離閥開(kāi)始開(kāi)啟?！癝”信號(hào)產(chǎn)生后延遲2 s主給水隔離閥關(guān)閉,延遲6 s主泵開(kāi)始惰轉(zhuǎn)。CMT隔離閥的開(kāi)啟使破損環(huán)路的CMT通過(guò)直接安注管破口直接向安全殼噴放,完好環(huán)路CMT開(kāi)始向堆芯注入。

圖2 RCS壓力Fig.2 RCS pressure

由于破損環(huán)路的CMT直接連接在雙端斷裂的直接安注管上,所以在事故發(fā)生后的很短時(shí)間內(nèi)堆芯補(bǔ)水箱的水排空(見(jiàn)圖3),當(dāng)破損環(huán)路的CMT水位在181.7 s降低到第1級(jí)ADS閥門開(kāi)啟整定值(CMT67.5%低水位)后,第1級(jí)ADS閥門延遲20 s被觸發(fā)動(dòng)作,一回路冷卻劑從穩(wěn)壓器頂部的ADS管路,通過(guò)鼓泡器向IRWST內(nèi)排放。第2、3級(jí)ADS系統(tǒng)也在前1級(jí)ADS閥門開(kāi)啟后分別延遲70 s和120 s后開(kāi)啟。本事故中破損環(huán)路的CMT水位下降很快,第4級(jí)ADS在第3級(jí)ADS啟動(dòng)后延遲120 s開(kāi)啟。4個(gè)第4級(jí)ADS通道中的3個(gè)通道開(kāi)始噴放(假設(shè)第4級(jí)ADS閥門中的一個(gè)發(fā)生單一故障而無(wú)法開(kāi)啟)。

圖3 破損CMT注入流量Fig.3 Broken CMT injection rate

完好環(huán)路的CMT先以較小流量的進(jìn)行水循環(huán)(見(jiàn)圖4),溫度較高的水從冷段通過(guò)平衡管線進(jìn)入CMT,CMT內(nèi)部原有的溫度較低的水通過(guò)完好的一列直接安注管進(jìn)入堆芯,水位基本不變。在系統(tǒng)壓力降低到ACC壓力整定值4.93 MPa時(shí),完整回路的ACC在265.2 s時(shí)開(kāi)始向壓力容器內(nèi)補(bǔ)水(見(jiàn)圖5),使得堆芯水位上升,直到在602.6 s時(shí)完好環(huán)路的ACC排空。在ACC注入期間,共用的直接安注管內(nèi)的壓力較高,來(lái)自CMT的注入流量基本為零,在平衡管線連接的冷段開(kāi)始出現(xiàn)排空的時(shí)候,進(jìn)入蒸汽循環(huán)模式,排空的冷段內(nèi)以蒸汽充入CMT上部,CMT內(nèi)部的水依靠自身重力向堆芯注入,流量較水循環(huán)時(shí)更大。隨著完好環(huán)路CMT的水位緩慢下降,其注入流量逐漸減少,于2 024 s排空。在事故初期的1 800 s內(nèi)主要由CMT和ACC這兩個(gè)水源保證堆芯的冷卻。

圖4 完好CMT注入流量Fig.4 Intact CMT injection rate

圖5 完好ACC注入流量Fig.5 Intact ACC injection rate

在第4級(jí)ADS系統(tǒng)開(kāi)啟的同時(shí),IRWST注入管線的隔離閥開(kāi)啟,但是由于此時(shí)一回路壓力仍然較高,逆止閥處于關(guān)閉狀態(tài),僅依靠重力不能注入堆芯。隨著一回路壓力在ADS系統(tǒng)作用下降低到較低水平,直到1 827 s,IRWST注入管線上的逆止閥被推開(kāi),IRWST開(kāi)始注入(見(jiàn)圖6)。由于IRWST水源容量很大,可以保證穩(wěn)定的注入壓頭,IRWST可以提供較穩(wěn)定的長(zhǎng)期注入,從而進(jìn)入安全殼長(zhǎng)期循環(huán)的過(guò)程。在破口和ADS作用之下,一回路壓力分階段有序降壓(見(jiàn)圖2),為ACC和IRWST的注入創(chuàng)造了前提條件。在非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的有效安注作用下,燃料包殼表面峰值溫度在事故發(fā)生后保持在較低水平,預(yù)期不會(huì)發(fā)生燃料包殼過(guò)熱(見(jiàn)圖7)。

圖6 完好IRWST注入流量Fig.6 Intact IRWST injection rate

分析結(jié)果表明,對(duì)直接安注管雙端斷裂事故,破口和ADS系統(tǒng)能夠有效地使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降壓,由CMT、ACC和IRWST能夠迅速實(shí)現(xiàn)堆芯補(bǔ)水,確保堆芯的冷卻,包殼峰值溫度低于1 477 K(2 200°F)。

圖7 包殼表面峰值溫度Fig.7 Peak cladding temperature

2.2 液滴夾帶的敏感性分析

在SBLOCA事故中,一回路的冷卻劑在破口和ADS系統(tǒng)的噴放作用下不斷喪失,過(guò)多的冷卻劑噴放將使得堆芯內(nèi)的冷卻劑水位降得更低,從而影響堆芯的淹沒(méi)和冷卻。在流體通過(guò)水平管上接豎直分支的流道里流動(dòng)的過(guò)程中通常會(huì)發(fā)生液滴夾帶現(xiàn)象[10],其中冷段與壓力平衡管、熱段與PRHR入口管T型管的夾帶現(xiàn)象都是PIRT表高排位的現(xiàn)象。

為了研究冷卻劑噴放時(shí)液滴夾帶的不確定性對(duì)事故后果的影響,選取直接安注管雙端斷裂事故作為典型事故,在堆芯下游(包括堆芯上腔室、熱管和第4級(jí)ADS管線)流道節(jié)點(diǎn)內(nèi)和破口處采用均相流模型,令噴放過(guò)程中的動(dòng)量守恒方程兩相相對(duì)滑移速度為零進(jìn)行敏感性分析。該敏感性工況和基準(zhǔn)工況非均相流模型采用的其他初始條件相同。表1列出了使用均相流模型直接安注管雙端斷裂事故進(jìn)程關(guān)鍵事故序列與基準(zhǔn)工況非均相流模型的對(duì)比。

破口發(fā)生以后,冷卻劑迅速?gòu)钠瓶趪姵?見(jiàn)圖8)。由于破口位置較低,噴放過(guò)程中含水量較高,破口初始液相噴放量比汽相高得多,使用非均相流模型和均相流模型對(duì)破口處噴放的影響并不明顯,3 000 s時(shí)敏感性工況的破口容器側(cè)液相積分質(zhì)量流量比基準(zhǔn)工況高約2.5%(見(jiàn)圖9和圖10)。

圖8 破口容器側(cè)質(zhì)量流量Fig.8 Vessel side break discharge

圖9 破口容器側(cè)液相積分質(zhì)量流量Fig.9 Vessel side integrated liquid break discharge

圖10 破口容器側(cè)汽相積分質(zhì)量流量Fig.10 Vessel side integrated vapor break discharge

對(duì)于第4級(jí)ADS,由于其位于熱段之上,位置較高,且在這些閥門打開(kāi)時(shí),熱段已經(jīng)基本干涸(見(jiàn)圖11),第4級(jí)ADS的液相噴放流量對(duì)液滴夾帶的模擬比較敏感(見(jiàn)圖12)。在使用均相流模型分析時(shí),3 000 s時(shí)敏感性工況第4級(jí)ADS液相積分質(zhì)量流量比基準(zhǔn)工況高約26%。

圖11 熱段空泡份額Fig.11 Void fraction in the hotleg

圖12 ADS-4液相積分質(zhì)量流量Fig.12 ADS-4 integral liquid discharge

在最大化液滴夾帶的均相流模型計(jì)算時(shí),160 s前后,堆芯坍塌水位幾乎降為零(見(jiàn)圖13),隨后堆芯溫度迅速升高,包殼峰值溫度最高達(dá)1 058 K(見(jiàn)圖14),明顯高于采用最佳估算的非均相流液滴夾帶模型整個(gè)計(jì)算過(guò)程中的包殼峰值溫度662 K,但仍然低于1 477 K(2 200°F)的安全限值。隨著完好環(huán)路ACC的注入,堆芯溫度顯著下降。ACC排空后,包殼峰值溫度緩慢上升。完好的CMT和隨后的IRWST相繼注入使堆芯溫度最終維持在約650 K的水平上。

圖13 堆芯坍塌水位Fig.13 Core collapsed liquid level

圖14 包殼表面峰值溫度Fig.14 Peak cladding temperature

3 結(jié)論

本文針對(duì)先進(jìn)非能動(dòng)核電廠,采用Relap5/Mod 3.4程序進(jìn)行建模,選取了直接安注管雙端斷裂事故序列進(jìn)行分析,并與西屋公司開(kāi)發(fā)的NOTRUMP程序的結(jié)果對(duì)比。對(duì)比結(jié)果表明兩者總體趨勢(shì)符合較好,只是由于兩個(gè)程序使用模型的差異而在局部區(qū)域略有不同。分析結(jié)果表明:

(1)對(duì)直接安注管雙端斷裂事故,破口和ADS系統(tǒng)能夠有效地使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降壓,CMT、ACC和IRWST能夠迅速實(shí)現(xiàn)堆芯補(bǔ)水,確保堆芯冷卻;

(2)液滴夾帶的敏感性分析表明,對(duì)于位置較低的直接安注管破口,使用非均相流模型和均相流模型對(duì)破口容器側(cè)處液相噴放的影響并不明顯;而對(duì)于位置較高的第4級(jí)ADS,液相噴放流量對(duì)液滴夾帶的模擬比較敏感,使用均相流模型分析時(shí),其液相流量顯著高于非均相流模型。

[1] Kukita Y,Yonomoto T,Asaka H,et al．ROSA/AP600 Testing:Facility Modifications and Initial Test Results[J]．Journal of nuclear science and technology,1996,33(3):259-265．

[2] Medich C,Rigamonti M,Martinelli R,et al．SPES-2,the full-height,full-pressure,test facility simulating the AP600 plant:Main results from the experimental campaign[R]．American Society of Mechanical Engineers,New York,NY(United States),1995．

[3] Hochreiter L E,Lau L K,Reyes Jr J N,et al．Description of the OSU APEX test facility to assess AP600 passive safety[J]．Transactions of the American Nuclear Society,1995,73(CONF-951006--)．

[4] Wright R F．Simulated AP1000 response to design basis small-break LOCA events in APEX-1000 test facility[J]．Nuclear Engineering and Technology,2007,39(4):287．

[5] Fletcher C D,Bayless P D,Davis C B,et al．Adequacy Evaluation of RELAP5/MOD3,Version 3．2．1．2 for Simulating AP600 Small Break Loss-of-Coolant Accidents[R]．INEL-96/0400,April,1997．

[6] Zou J,Li Q,Tong L L,et al．Assessment of passive residual heat removal system cooling capacity[J]．Progress in Nuclear Energy,2014,70:159-166．

[7] Tong L L,Shao G,Yuan K,et al．An experimental study on geysering phenomena induced by buoyancy in a heating system[J]．Annals of Nuclear Energy,2014,63:129-137．

[8] Chen J,Tong L,Cao X,et al．Study on intermittent flow behavior in a vertical channel under low-pressure condition[J]．Journal of Nuclear Science and Technology,2015,52(1):131-142．

[9] Westinghouse Electric Company．AP1000 Design Control Document,Revision 19[R]．APP-GW-GL-700,June,2011:15．6-47．

[10] Welter,K．B．,2003．Liquid Entrainment at an Upward Oriented Vertical Branch Line From a Horizontal Pipe．Ph．D.thesis,The Oregon State University,US．

Thermal-hydraulic Simulation of DEDVI Accident for Advanced Passive PWR

YU Jian-ming,CAO Xue-wu
(School of Mechanical Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240,China)

The accident analysis model is established by the code of Relap5/Mod 3.4,which includes the Reactor Coolant System(RCS),simplified secondary system and Engineering Safety Features(ESF).A typical Small-Break LOCA(SBLOCA)accident,Double-Ended Direct Vessel Injection(DEDVI),is selected to analyze the accident scenario and sensitivity analyses of entrainment models have been taken with respect to pressure,mass flow rate,liquid levels and peak cladding temperature.The results show that the break and ADS system can depressurize the RCS quickly and the coolant from CMT,ACC and IRWST can mitigate the accidental consequence of DEDVI effectively.Sensitivity analysis of entrainment models shows that homogenous flow model createshigher liquid discharge flow rate comparing to nonhomogenous flow model.

2015-04-28

余健明(1988—),男,廣東開(kāi)平人,碩士研究生,現(xiàn)從事核電廠安全分析

advanced passive PWR;DEDVI;liquid entrainment

TL364＋.4

A

0258-0918(2016)02-0193-07