一體化壓水堆非能動余熱排出系統動態特性仿真

沈全華，蓋秀清，傅晟威

(海軍工程大學，湖北 武漢 430033)

0 引言

船用壓水堆的非能動余熱排出系統可設置在一回路或二回路。當設置在一回路時，換熱器的二次側一般可采用氣體冷卻或海水冷卻，設置在二回路時，換熱器的二次側一般采用海水冷卻。具體而言，非能動余熱排出系統設置在一回路時，且采用海水冷卻方式的效率相對較高，但當換熱器發生破口時容易引起海水倒灌污染一回路冷卻劑。非能動余熱排出系統設置在二回路時，雖然可以有效避免海水倒灌的安全隱患，但極易受到蒸汽發生器傳熱管倒流影響［1］，一回路自然循環很難建立，系統換熱效率比較低，無法有效導出堆芯余熱。本文研究的MAX一體化船用壓水堆非能動余熱排出系統設置在一回路，并采用了大氣冷卻系統，既提高了安全性又保證了非能動系統的換熱效率，具有較好的應用價值。

1 反應堆及非能動系統

本文研究的MAX一體化壓水堆(見圖1)具有以下特點［1］:

1)采用將一回路系統設備安裝在反應堆容器內的一體化壓水堆，實現反應堆系統的小型化、輕量化，并取消一回路循環管道，排除了發生失水事故的可能性，提高了安全性，工程安全系統得到了簡化;

圖1 反應堆裝置整體布置圖［2］Fig.1 Structure of the nuclear power plant

2)采用反應堆容器內裝式控制棒驅動機構，可排除控制棒的彈棒事故;

3)采用反應堆容器水淹式安全殼，可實現非能動堆芯淹沒，并利用填充水作為放射性屏蔽層使用，取消了二次屏蔽層，達到了大幅減少重量的目的;

4)在確保非能動堆芯淹沒水的同時，還采用了依靠自然循環去除事故時衰變熱的非能動安全系統，工程安全系統得到進一步的簡化，提高了安全性;

5)由于系統的簡化，非能動安全系統、高度自動化的采用，運行性能也得到了提高。

該堆型的非能動余熱排除系統(流程見圖2)屬于一回路非能動系統，主要由應急衰變熱排除系統(EDRS)、安全殼和應急安全殼水冷卻系統3部分組成。

1)應急衰變熱排除系統(EDRS)由設在安全殼內的應急衰變熱冷卻器、氫儲存箱、隔離閥及管道構成。EDRS在接到動作信號后，由可靠性非常高的獨立直流電源供電，使隔離閥打開，開始運行。應急衰變熱冷卻器安裝在比一回路冷卻劑泵高的水平位置，利用自然循環，使一回路冷卻劑與安全殼水進行熱交換，實現冷卻。

2)安全殼容納整個反應堆及一回路冷卻設備，內部充滿水，上部有26～40 m3的氣相部。系統正常運行時，安全殼水與一回路壓力邊界進行熱交換。事故工況下主要與EDRS中的應急衰變熱冷卻器進行熱交換，安全殼水吸收EDRS排出的剩余衰變熱。安全殼最高使用壓力為4.0 MPa，最高使用溫度為200℃。安全殼水采用自然對流方式與系統進行熱交換。

3)應急安全殼水冷卻系統由設置在安全殼內的熱交換器蒸發部及設置在上甲板的熱交換冷凝部等構成。該系統任何工況下都保持連續運行，系統運行不需要供給電力。它能將安全殼水中的熱量最終排放到屬于最終熱釋放場所的大氣中，并具有將安全殼水溫長期保持在規定溫度以下的功能。

圖2 非能動系統流程示意圖Fig.2 Scheme of PRHRS

2 模型

2.1 理論模型

采用RELAP5/MOD3.2程序進行模擬分析計算，因此計算所用到的理論模型基本與RELAP5/MOD3.2［3］一致。但由于本文研究一體化壓水堆的特點，需要對程序中的部分模型做如下修改:

1)該一體化壓水堆采用直流盤管式蒸汽發生器，它的傳熱管換熱效率要高于普通蒸汽發生器，RELAP5無法準確模擬這一部件。這里需要修改程序中相關傳熱方程以使模型能夠模擬這種加強換熱的蒸汽發生器。具體方法是模擬多種功率下穩態運行，將模擬所得二回路的相關數據與設計值比較，根據比較的結果調整傳熱方程中的倍增系數以獲得最佳模擬結果。

2)該堆型的非能動余熱排除系統的蒸發部和冷凝部回路采用氟利昂作為載熱介質。RELAP5無法模擬該介質。解決方法為:將RELAP5自帶的水表生成子程序中的水物性的插值點數據換為氟利昂的相關數據，編譯并用其創建氟利昂物性包。將生成的氟利昂物性文件代替原先自帶的重水物性文件。同時在輸入卡中設定相關水力控制體中的流體為重水。計算中程序將自動調用新的氟利昂物性包和自帶的輕水物性包。

3)RELAP5中自帶的臨界熱流密度查詢表不適用于該堆型的臨界熱流密度計算。這里選用文獻［1］中推薦的EPRI－1公式計算臨界熱流密度。具體關系式［4］如下:

式中:q'CHF為臨界熱流密度;qL為局部熱流密度;Xin和XL為入口含汽量和局部含汽量;系數A和C皆為隨壓力和質量流量的函數。

式中:Pr為始動壓力 P/P臨界;P1～P8為0.5328，0.1212，1.6151，1.4066， －0.3090，0.4843，－0.3285和 －2.0749。

2.2 計算模型

對該堆型的反應堆主冷卻劑系統、二回路及非能動系統進行水力控制體和熱構件的劃分(其中二回路進行了適當的簡化)，建立計算模型。其中一回路的控制體劃分如圖3所示。在建模過程中，由于對象的特殊性及RELAP5功能上的制約和簡化計算，需要對安全殼部分的控制體的劃分進行人為假設。由于安全殼水為自然循環，而RELAP5只能計算空間一維結構，因此需要對模擬安全殼的控制體進行如下劃分，模擬出安全殼水冷卻系統的自然循環流道(見圖4)。

圖3 反應堆主冷卻劑系統Fig.3 Model of the reactor coolant system

圖4 安全殼節點劃分示意圖Fig.4 Model of the containment

2.3 計算假設

為較好地分析非能動系統的動態特性，本文選擇對一體化壓水堆的電源喪失事故工況進行仿真計算，并假設電源始終不能恢復。一體化壓水堆的具體參數如表 1［2］所示。

表1 一體化壓水堆主要參數Tab.1 Main parameters of the integrated PWR

3 事故下的動態特性

為了便于比較，本文進行了2種設備狀態下的仿真計算，分別是投入非能動設備的假設狀態和屏蔽非能動設備的假設狀態。其中在屏蔽非能動設備的情況下，系統只能通過安全閥排熱泄壓。計算所得結果如圖5～圖10所示。

由結果可以看出，非能動余熱排出系統能夠明顯改善事故后果。事故后一回路的壓力和包殼表面溫度都有明顯下降趨勢。在電源喪失事故中，二回路壓力會最先突破壓力邊界限值，但在有非能動余熱排出系統的前提下，二回路壓力只會在事故的初期(290 s)達到峰值(6.6 MPa)，而后壓力會開始下降。這主要是因為初期二回路的溫度比一回路低，因此停堆后的余熱有一部分會繼續傳到二回路，導致二回路壓力和溫度上升。但由于非能動余熱系統的作用，停堆后一回路的溫度會開始下降，經過一段時間后一回路和二回路的溫度趨于一致。此時二回路由吸熱轉為排熱，通過一回路將熱量排往非能動系統，同時也開始由升高轉為下降。

另外，由于有非能動系統這一大熱阱的作用，事故發生后自然循環的流量比無非能動假設狀態下的流量大了近一倍。這更有利于堆芯余熱的排出。

其他主要計算結果如下:

1)DNBR最小值2.169(事故發生后0.4 s)，燃料元件不會發生損壞。

2)安全殼壓力峰值0.2514 MPa(事故發生后大約17 h)，安全殼壓力不會超過限值。

3)安全殼溫度峰值101.85℃(事故發生后大約20 h)，安全殼溫度不會超過限值。

圖5 穩壓器壓力響應Fig.5 Behavior of pressure in pressurizer

4 結語

1)非能動系統的熱阱作用，有助于提高一體化反應堆在事故停堆后的自然循環能力;

2)非能動系統的投入能夠明顯減輕二回路壓力邊界的負擔;

3)發生事故后，非能動系統的投入不會增加對安全殼壓力邊界的負擔;

4)安全殼內冷卻水升溫緩慢，說明能量能夠通過非能系統中的空氣冷卻器排出。

基于以上結論可以認為，非能動余熱排出系統配合一體化壓水堆的高自然循環能力能夠在發生電源喪失事故的情況下，降低反應堆一、二回路壓力邊界的負擔，明顯提高反應堆的安全性。

［1］王川，于雷.自然循環蒸汽發生器倒U型管內單相流體倒流特性分析［J］.核動力工程，2011，32(1):58－62.WANG Chuan，YU Lei.Investigation on single phase water reverse flow in the inverted U-tubes of steam generator under the condition of natural circulation［J］.Annals of Nuclear Energy，2011，32(1):58 －62.

［2］改進型船用堆MRX的概念設計［R］.日本原子能研究所核動力船舶研究開發室.1993.

［3］INEL.RELAP5/MOD3.2 Code Manual［R］.Idaho:Ida2ho National Engineering Laboratory，1995.

［4］FIGHETTI C F，REDDY D G.Parametric study of CHF data(Available at the Columbia University Heat Transfer Research Facility)［C］:Columbia University，1982.