石興偉 雷 蕾 蘭 兵 胡 健 喬雪冬 靖劍平

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

PCS表面液膜覆蓋率對安全殼完整性影響分析

石興偉 雷 蕾 蘭 兵 胡 健 喬雪冬 靖劍平

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

鋼制安全殼是防止嚴重事故工況下放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的最后一道屏障，因此有必要研究分析事故條件下安全殼外液膜覆蓋率對安全殼完整性影響，以得到安全殼在事故工況下的失效裕度。應用非能動安全殼分析程序，建立了大功率非能動反應堆非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(Passive Containment Cooling System, PCS)的熱工水力模型，并以冷段雙端剪切事故為基準研究對象，分別研究了水分配器單一故障和出水管堵管疊加水分配器故障兩種事故工況。分析結果表明，兩種事故工況在液膜覆蓋率大于35%時，均不會出現(xiàn)短期安全殼超壓超溫失效；事故后24 h，液膜覆蓋率低于45%時，安全殼出現(xiàn)長期冷卻失效。此次研究得出結論：在流量大于61.76 m3·h-1、安全殼液膜覆蓋率大于45%時，事故發(fā)生后24 h安全殼不會失效。

非能動安全殼分析程序，非能動安全殼，雙端剪切，蒸汽主管道破裂，液膜覆蓋率

依據(jù)安全殼的設計要求，安全殼的設計應滿足單一故障下安全殼的壓力不超過其設計壓力和多種故障疊加下“安全殼壓力應當在假想事故后24 h內(nèi)降低到低于設計基準失水事故計算的最高計算壓力的50%”的要求[7]。本次研究使用非能動安全殼分析程序建立核島整體模型和PCS模型，以冷段雙端剪切事故工況下流體的噴放為能量輸入邊界，分析惡劣工況下不同液膜覆蓋率對安全殼完整性短期和長期的影響，查找可能導致安全殼失效的最小液膜覆蓋率。

1 PCS系統(tǒng)建模

1.1 PCS節(jié)點劃分

大功率非能動反應堆的PCS主要由一個鋼制安全殼、殼內(nèi)空間、殼外導流板、殼外冷卻水系統(tǒng)、噴淋管道等組成。鋼制安全殼內(nèi)徑43.2 m，材料為B級SA738。如圖1所示，根據(jù)相關系統(tǒng)設計參數(shù)對安全殼和PCS進行了節(jié)點劃分，對安全殼殼內(nèi)隔間和氣體空間、殼外上升段氣體空間、殼體及殼內(nèi)熱構件、殼外冷卻水、蒸汽噴放條件進行了建模。建模的主要參數(shù)包括控制體參數(shù)、流道參數(shù)、熱構件參數(shù)、傳熱系數(shù)類型參數(shù)、材料類型參數(shù)、初始條件和程序控制參數(shù)等。

1.2 液膜覆蓋面積劃分

非能動安全殼分析程序采用外部液膜換熱來模擬鋼制安全殼外表面的傳熱過程。如圖2所示，將殼體沿周向分為8個部分，包含4個冷卻水膜覆蓋的濕區(qū)和4個干區(qū)，每個區(qū)沿高度方向分為8層，與控制體沿高度方向的劃分相對應，構建成整個殼體和殼外導流板。濕區(qū)需要建立第9層收集冷凝水。鋼制安全殼將殼內(nèi)外的傳質(zhì)傳熱聯(lián)系起來，形成熱量由內(nèi)至外的傳熱媒介。模型設定每個熱構件的連接位置（分別為緊貼安全殼內(nèi)壁面的節(jié)點、安全殼與殼外導流板間的節(jié)點）、表面積、初始溫度、材質(zhì)和厚度、傳熱類型和用于修正傳熱傳質(zhì)關系式的包絡因子等。

圖1 PCS模型節(jié)點劃分示意圖Fig.1 Nodalization of PCS model.

圖2 液膜覆蓋面積劃分Fig.2 Nodalization of liquid film coverage area.

1.3 邊界條件

模型采用邊界條件來模擬殼外環(huán)境和破口質(zhì)能釋放。導流板下降段、上升段環(huán)形通道出入口的壓力和溫度、破口質(zhì)能釋放量等均作為邊界條件；環(huán)形通道出入口連通大氣，為穩(wěn)定壓力邊界條件。具體初始條件：1) 安全殼外部壓力0.1 MPa，溫度26.67 oC，相對濕度32.8%；2) 安全殼內(nèi)部壓力0.107 MPa，溫度48.89 oC；3) 鋼制安全殼內(nèi)部和外部自然對流換熱因子分別取0.73和0.84；4) 質(zhì)能釋放數(shù)據(jù)來源于安全分析報告和相關合同，以函數(shù)的形式作為能量輸入邊界條件。

2 模型驗證

為驗證模型的可靠性，參照安全分析報告中30%額定功率下主蒸汽管道破口(Main Steam Line Break, MSLB)質(zhì)能釋放工況，對安全殼換熱進行模擬，并將計算結果與報告結果進行比對。

如圖3所示，30%額定功率MSLB工況下，破口質(zhì)能噴放持續(xù)約1200 s，蒸汽噴放時間持續(xù)短，能量攜帶少。圖4為程序計算結果和安全分析報告對比。通過結果對比可知，驗證計算中安全殼壓力峰值出現(xiàn)時間與安全分析報告相吻合；驗證結果安全殼內(nèi)峰值壓力為0.401 MPa，高于安全分析報告峰值壓力約0.015 MPa，相對偏差約3.8%，模型整體計算合理可信。

圖3 MSLB事故破口能量釋放Fig.3 Energy release of MSLB.

圖4 安全殼內(nèi)部壓力對比Fig.4 Comparison of pressure in containment.

驗證結果中安全殼內(nèi)部峰值壓力高于安全分析報告，原因在于安全殼內(nèi)部熱阱面積劃分與安全分析報告有一定差別，模型中采取保守模型，造成安全殼內(nèi)部儲熱稍低于安全分析報告。

3 事故工況計算分析

3.1 工況選取

根據(jù)初步安全分析報告可知，“對于LOCA冷段雙端剪切下不考慮從干區(qū)向濕區(qū)導熱工況作了單獨的分析，就較長時期而言，這種工況會導致稍高的安全殼壓力”[7]，而且在事故后24 h，安全殼壓力仍存在高于設計壓力值50%的風險，因此，選取冷段雙端剪切破口噴放作為能量輸入邊界，以水分配器單一故障、出水管堵管疊加水分配器故障兩種事故工況為研究對象，分析鋼制安全殼外壁面液膜覆蓋率對安全殼完整性短期和長期的影響。圖5為冷段雙端剪切事故工況下兩相和蒸汽能量噴放。

3.2 結果分析

3.2.1 工況1：水分配器單一故障

在維持噴淋水流量為設計噴淋流量127.85m3·h-1的基礎上，水分配器單一故障會造成安全殼外壁面液膜覆蓋率下降，從而影響安全殼內(nèi)部能量的導出。此類事故工況下安全殼內(nèi)部壓力會出現(xiàn)短期峰值；在液膜覆蓋率降低的情況下會導致安全殼超壓失效。

圖5 兩相能量(a)和蒸汽能量(b)噴放Fig.5 Energy release of two-phase (a) and steam (b).

如圖6所示，冷段雙端剪切事故工況下改變液膜覆蓋率以模擬水分配器故障，得到不同液膜覆蓋率下的安全殼內(nèi)部壓力和溫度。事故初期，兩相能量噴放劇烈導致安全殼壓力迅速上升；安全殼內(nèi)部熱阱吸收熱量，從而壓力開始下降。當事故發(fā)生后350 s，外部冷卻水噴淋系統(tǒng)啟動，液膜蒸發(fā)帶走安全殼外壁面熱量，但由于冷卻劑能量釋放量巨大，外部冷卻不足以快速冷卻安全殼，安全殼內(nèi)部壓力上升；隨著蒸汽噴放減弱以及持續(xù)的外部噴淋，內(nèi)部壓力在1100 s左右開始下降。從圖6(a)中可知，液膜覆蓋率減小至35%時，安全殼短期壓力峰值并沒有超過安全殼設計壓力0.544 MPa；24 h后，當液膜覆蓋率低于40%時，安全殼內(nèi)部壓力高于設計壓力的50%，視為24 h安全殼冷卻失效。如圖6(b)所示，由于噴放初期破口噴放能量巨大且外部冷卻噴淋未啟動，安全殼底層控制體溫度第一個峰值高于第二個峰值。

圖6 工況1下安全殼內(nèi)部壓力(a)和溫度(b)Fig.6 Containment pressure (a) and temperature (b) in the case 1.

3.2.2 工況2：出水管堵管疊加水分配器故障

噴淋水出水管堵管會造成噴淋流量的減小，若同時疊加水分配器故障，則會導致噴淋流量減小疊加液膜覆蓋率減小的惡劣工況出現(xiàn)。此類工況比水分配器單一故障更加惡劣。以最高出水管即7.4 m處出水管堵管（噴淋流量減小為61.76 m3·h-1）疊加水分配器故障為研究對象，對此類事故進行研究。如圖7所示，基于工況1的經(jīng)驗，40%液膜覆蓋率附近可能會出現(xiàn)安全殼長期失效，因此工況2縮小了液膜覆蓋率范圍，選取了液膜覆蓋率35%、40%、45%的值進行研究。研究發(fā)現(xiàn)，最高出水管堵管后，噴淋流量減小約1/2。相同覆蓋率時，安全殼壓力相對工況1上升(1.03-1.38)×104Pa，但距安全殼設計壓力還有(4.14-4.82)×104Pa的裕量。保持45%的液膜覆蓋率仍然可以保證安全殼短期/長期均不超壓失效。

圖7 工況2下安全殼內(nèi)部壓力(a)和溫度(b)Fig.7 Containment pressure (a) and temperature (b) in the case 2.

4 結語

應用非能動安全殼分析程序，建立了大功率非能動反應堆PCS的熱工水力模型，并以冷段雙端剪切事故為基準研究對象，分別研究了水分配器單一故障、出水管堵管疊加水分配器故障兩種工況，分析和評價了不同液膜覆蓋率對安全殼完整性的影響。研究結果表明：1) 噴淋流量127.85 m3·h-1和61.76m3·h-1兩種工況下，安全殼均不會出現(xiàn)短期超壓超溫失效；2) 保證安全殼外壁面液膜覆蓋率高于45%，即使在事故發(fā)生后24 h，安全殼不會發(fā)生超壓失效。

致謝 對上海核工程研究設計院堆芯設計所張迪、倪陳宵、韋勝杰在軟件使用過程中給予的指導，以及大功率非能動反應堆非能動安全殼冷卻系統(tǒng)建模過程中的支持表示非常感謝。

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7 Nuclear Regulatory Commission. Final safety evaluation report for AP1000 related to certification of the AP1000 standard design[R]. Chapter 3/6/19, Washington D C: Nuclear Regulatory Committee, 2004.

The influence analysis of PCS surface liquid film coverage on the containment integrity

SHI Xingwei LEI Lei LAN Bing HU Jian QIAO Xuedong JING Jianping
(Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China)

Background:The containment is the last shielding to protect radioactive fission products under severe accident conditions from being released to the atmosphere. Purpose: In order to figure out the failure margin under accident conditions, it is necessary to research and analyze the effects of the surface liquid film coverage on the containment integrity for a Passive Containment Cooling System (PCS). Methods: The PCS thermal-hydraulic model has been built with passive containment analysis code in large power passive reactor. Based on the reference case of double ended guillotine (DEG) on a cold leg, both the water distribution tube failure and the spray pipe pluggage together with water distribution tube failure have been carried out, respectively. Results: The analysis results show that the containment will not fail due to overpressure and over temperature in short time in both failure cases when the water film coverage is larger than 35%, while it will fail in 24 h after accident when the results of the liquid film coverage is lower than 45%. Conclusion: It can be concluded that the containment will not fail in 24 h after accident with the liquid velocity greater than 61.76 m3·h-1and the liquid film coverage area greater than 45%.

Passive containment analysis code, Passive containment cooling system, DEG, Main steam line break (MSLB), Liquid film coverage

鋼制安全殼容器是安全殼系統(tǒng)中的一個完整部分，具有在事故工況下防止泄漏和提供安全相關的最終熱阱的功能。因此，為了避免放射性物質(zhì)擴散到環(huán)境中，需要確保對放射性物質(zhì)的包容能力，保證安全殼的完整性。目前，根據(jù)對AP600大型安全殼試驗裝置和AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(Passive Containment Cooling System, PCS)的試驗分析和理論研究，鋼制安全殼換熱速率與其外表面水膜的覆蓋面積、液膜厚度成正比[1-3]，但同時水膜覆蓋率和環(huán)境溫度對PCS冷卻能力也有顯著影響[4]。葉成和王國棟等[5-6]使用WGOTHIC和GOTHIC分析程序?qū)︿撝瓢踩珰鳠嵝阅苎芯勘砻鳎喊踩珰鳠嵝阅懿粌H受安全殼厚度的影響，同時也受冷卻水裝量、安全殼內(nèi)蒸汽和外壁面冷凝傳熱傳質(zhì)的影響?；谏鲜鲅芯砍晒?，有必要進一步細化研究安全殼液膜覆蓋率對安全殼完整性的影響，以得到安全殼在事故工況下的失效裕度。

SHI Xingwei, male, born in 1985, graduated from Harbin Engineering University with a doctoral degree in 2013, focusing on safety analysis of nuclear power

JING Jianping, E-mail: jingjianping@chinansc.cn

TL364.4

10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.010602

國家科技重大專項項目(No.2015ZX06002007)資助

石興偉，男，1985年出生，2013年于哈爾濱工程大學獲博士學位，研究領域為核動力安全分析

靖劍平，E-mail: jingjianping@chinansc.cn

2016-08-19，

2016-10-11

Supported by National Science and Technology Major Project (No. 2015ZX06002007)

Received date: 2016-08-19, accepted date: 2016-10-11