船用堆失水事故下堆艙模型敏感性分析

陳玉清，楊 磊，劉俊騰

（海軍工程大學 核能科學與工程系，湖北 武漢 430033）

與壓水堆核電廠安全殼作用類似，堆艙是作為船用反應堆放射性防護的最后一道屏障，對阻止事故條件下放射性物質向外擴散、減輕事故后果具有重要作用。船用堆堆艙與核電廠安全殼有較大不同，主要表現在：1）船用堆堆艙的凈容積與堆功率的比值較小，在類似的破口失水事故下，堆艙的溫度、壓力參數變化更劇烈，核電廠安全殼設有設備隔間，事故條件下可有效防止設備共因故障，而船用堆堆艙設備密集，易引發設備故障疊加等共因失效事故；2）船用堆堆艙的外表面一般能全部或大部分被海水淹沒，海水作為理想最終熱阱，吸熱能力較核電廠安全殼外大氣好得多，對堆艙的降溫降壓作用更明顯。因此，堆艙模型的優劣將直接影響到失水事故的模擬響應進程及事故后果，有必要對其開展敏感性分析研究。目前，已有很多學者［1-3］針對核電廠安全殼及船用堆堆艙在事故情況下的完整性進行了分析，但對安全殼或堆艙的建模方案的論證和敏感性分析還不夠充分。本文將討論失水事故下船用堆控制體劃分方案對堆艙溫度壓力響應的影響。

1 堆艙熱工水力特性分析模型的建立

本文基于RELAP5／MOD3.2程序［4］建立堆艙熱工水力分析模型。以軸向水平的圓柱形筒體結構作為模擬堆艙，其內徑／長度比為4／5，艙室筒體為不銹鋼材料，艙室外壁被常溫常壓的海水淹沒，艙室內壁涂有防腐蝕涂層，前后壁面與其他艙室隔開。與電廠安全殼類似，反應堆艙頂層設置有噴淋系統管路，底層設有排水／疏水管路［5］。在基于RELAP5／MOD3.2程序建模的過程中，考慮到失水事故下的堆艙噴淋及艙室疏／排水的影響，在堆艙垂直高度上分為3層，上層控制體引入噴淋系統，下層部分引入排水／疏水系統。表1為4種典型堆艙控制體劃分方案，圖1為其控制體示意圖。在堆艙長度方向上，方案A、C 將堆艙當做一整體，稱作二維控制體模型，方案B、D 將堆艙分為3等份，稱作三維控制體模型；在堆艙高度方向上，方案A、B與C、D 的區別在于方案C、D 將中層破口噴射區（破口從中層控制體引入）與左右兩側的艙壁冷凝區進行了區分。

表1 4種典型堆艙控制體劃分方案Table 1 Four typical control volume schemes of reactor compartment

2 典型事故響應特性的模擬分析

表2為模擬堆艙破口失水事故分析的初始條件。假設事故前模擬堆艙充滿壓力為0.1 MPa、溫度為60 ℃的空氣，參與換熱的艙壁外表面海水溫度為20 ℃。從t=0 時刻起引入一條當量直徑為25mm 的破口向堆艙正中位置噴射高溫高壓（15 MPa、240 ℃）的水，反應堆及一回路系統冷卻劑總體積為50 m3，以模擬一回路管道破損后堆艙參數的變化。在模擬分析時，不考慮事故條件下的氫氣行為和蒸汽在艙內設備表面凝結換熱的影響。圖2為4種方案下破口流量、堆艙壓力、堆艙殼體散熱功率及堆艙氣相溫度分別隨時間的變化。

圖1 堆艙節點劃分方案及其控制體圖Fig.1 Reactor compartment nodalization schemes and control volumes

表2 失水事故下堆艙模擬分析初始條件Table 2 Initial condition of reactor compartment under LOCA

由圖2可知：1）4種方案下，破口流量基本一致；2）A、C 方案下，堆艙在事故發生后的峰值壓力將達到0.8 MPa，而B 和D 方案下，堆艙的峰值壓力僅約0.65 MPa；3）進入事故模擬的后期，A、B、D 方案下，堆艙壓力穩定值基本一致（約0.15MPa），C方案下堆艙壓力穩定值略高（約0.25 MPa）；4）進入事故模擬的后期，A 方案下堆艙溫度下降最快且穩定后的溫度最低（約41 ℃），B、D 方案次之（約50 ℃），C方案溫度下降最慢也最高（約120 ℃）；5）就堆艙殼體的散熱功率來說，A 和C 方案下事故初期堆艙散熱相對較大，但穩定后4種方案下的散熱量基本一致。

圖3 事故后2 500s（a）及25 000s（b）B方案堆艙蒸汽流動示意圖Fig.3 Steam flow of scheme B at 2 500s（a）and 25 000s（b）after LOCA

產生以上差異的主要原因在于堆艙模型的尺度。破口事故初期，破口流量相對較大，B、D方案下，堆艙內不僅存在和A、C方案類似的垂直方向的自然對流，也存在水平方向的自然對流（圖3a），尤其是水平方向的對流使艙室內的蒸汽與艙壁換熱量增大，進而引起艙室內的蒸汽溫度峰值和壓力峰值偏低。然而進入事故后期，較小的破口流量不足以在堆艙內產生較大的壓力梯度，使得水平自然對流變得較小（圖3b），堆艙壓力逐步變得穩定，堆艙的散熱量也趨于一致。但C 方案下的堆艙壓力、溫度的穩定值較其他方案的高，原因為：1）該方案沒有水平方向的自然對流，因此，比B、D 方案下堆艙壓力、氣相最高溫度高；2）該方案堆芯中層并不是都與堆艙殼體接觸換熱，因此，比A 方案下氣相最高溫度高。圖3中的數字代表箭頭所示方向上的蒸汽自然對流流量（kg／s）。

通過以上分析，可對堆艙模型的精度進行排序，D≥B＞A＞C，即堆艙二維控制體方案的計算結果的誤差較三維控制體方案的大。因此，在計算模型允許的情況下，堆艙控制體方案應盡量采用三維控制體劃分方案。當必須用二維控制體方案時，高度方向詳細地區分堆艙中心區域與和殼體接觸區域，計算結果的誤差反而會更大。這也說明堆艙水平方向的控制體節點數比高度方向的節點數更能影響計算精度，這與REALP5／MOD3.2程序中蒸汽水平對流換熱系數大于軸向對流換熱系數有關。因此，D 方案可作為堆艙模型的理想方案。

為進一步研究堆艙水平方向控制體劃分對計算結果的影響，分別建立E與F控制體劃分方案，并與D方案對比進行敏感性分析，尋找出兼顧計算精度與計算速度的最佳建模方案（表3），圖4為3種敏感性分析的堆艙的控制體圖。圖5為3種方案下堆艙氣相溫度和堆艙壓力的變化情況。

表3 3種敏感性分析的堆艙控制體劃分方案Table 3 Three control volume schemes of reactor compartment for sensitivity analysis

圖4 3種敏感性分析的堆艙控制體圖Fig.4 Three reactor compartment control volumes for sensitivity analysis

圖5 D、E、F方案下堆艙氣相溫度及堆艙壓力隨時間的變化Fig.5 Reactor compartment gas temperature and pressure vs time under scheme D，E and F

計算結果表明，D、E、F 3種堆艙控制體方案下，堆艙氣相溫度的峰值及出現時間基本相同，堆艙壓力變化的差異較小。在整個事故尺度內，采用方案D 即可較為精確地模擬堆艙參數的變化。

3 小結

失水事故下，船用反應堆堆艙作為最后一道放射性屏障，對放射性物質的包容有重要作用，而事故下堆艙壓力和溫度響應特性是衡量堆艙完整性及是否會引發其他設備故障的重要指標。本文利用RELAP5／MOD3.2程序對模擬堆艙進行了建模，比較了假想失水事故期間6種不同的堆艙控制體劃分方案下的堆艙壓力、溫度等參數的響應特性。分析結果表明：1）堆艙二維控制體方案（A、C方案）與三維控制體方案（B、D 方案）的分析結果差異較大，在建立堆艙模型時開展建模方案的敏感性研究十分必要；2）堆艙三維控制體劃分方案下堆艙內的水平方向的自然對流會加快失水事故下的蒸汽凝結，堆艙壓力和溫度上升幅度較二維控制體方案下緩和，峰值也較小，其分析結果可作為最佳估算結果；3）堆艙三維控制體方案下的不同模型尺度間（D、E、F方案）的計算結果差異較小，模擬計算時采用較少的控制體數即可獲得較好的計算結果。本文比較了模擬失水事故時堆艙響應特性的控制體劃分方案，得到了較為優化的建模方案，分析結果對模擬船用堆事故條件下艙室熱工水力特性有一定的參考價值。

［1］ 林誠格，趙瑞昌，劉志弢.安全殼在事故情況下的完整性分析［J］.核科學與工程，2010，30（2）：181-191.LIN Chengge，ZHAO Ruichang，LIU Zhitao.Containment integrity analysis under accidents［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2010，30（2）：181-191（in Chinese）.

［2］ 袁凱，黃高峰，曹學武，等.核電廠全廠斷電事故下安全殼響應的計算分析［J］.原子能科學技術，2010，44（9）：1 085-1 088.YUAN Kai，HUANG Gaofeng，CAO Xuewu，et al.Analysis of containment response during station blackout［J］.Atomic Energy Science and Technology，2010，44（9）：1 085-1 088（in Chinese）.

［3］ 趙新文，蔡琦，蔡章生.船用核動力裝置的超設計基準事故［J］.電站系統工程，2002，18（2）：58-60.ZHAO Xinwen，CAI Qi，CAI Zhangsheng.Beyond design basis accident of marine nuclear power plant［J］.Power System Engineering，2002，18（2）：58-60（in Chinese）.

［4］ The RELAP5Code Development Team.RELAP5／MOD3code manual，Volume Ⅰ：Code structure，system models，and solution methods［R］.Idaho：The RELAP5Code Development Team，1995.

［5］ 廣東核電培訓中心.900 MW 壓水堆核電站系統與設備［M］.北京：原子能出版社，2007：113-115.