高位排氣系統運行瞬態壓力載荷分析

武鈴珺 等

摘 要：為進一步提高核電廠的安全性，并滿足法規對嚴重事故緩解措施的要求，消除事故過程中大量積聚在反應堆壓力容器頂部的不可凝結氣體對機組安全造成的重大威脅，我國自主研發的百萬千瓦級壓水式反應堆在壓力容器頂部增設了排放閥門，在事故中通過此路徑將大量積聚在反應堆頂部的不可凝結氣體排出，這個系統即為高位排氣系統。該文通過程序模擬，分析了高位排氣系統在運行過程中可能經歷的壓力載荷。計算結果顯示在所分析的工況中，高位排氣系統可能經歷的過程包括氣體到氣體、氣體到液體的排放，但總體壓力載荷沖擊幅度不大，不會對系統造成額外風險。

關鍵詞：高位排氣系統 不可凝氣體 氫氣 壓力載荷

中圖分類號：TK47 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）08（a）-0051-04

Analysis the Pressure Change During the High Point Vent System Running Transient

Wu Lingjun Zou Zhiqiang Zhu Dahuan Deng Jian

（Nuclear Power Design and Research Institute of China，Chengdu Sichuan，610213，China）

Abstract：For the purpose that improve the safety of Nuclear Power Plant and meet the law request for severe accident mitigation measure，then avoid inadequate core cooling or impaired natural circulation resulting from the accumulation of non-condensable gases in the Reactor vessel head，the High Point Vent System is designed of 1000 MWe Nuclear Power Plant which is independence projected of China.The basic function of this system is to remove non-condensable gases or steam from the reactor vessel head.This paper will discuss the pressure change during of the high point vent system running transient state by code calculate.The results show that the pressure change is not a main risk for this system.

Key Words：High point vent system； Non-condensable gas； Hydrogen； Pressure change

在三哩島事故（TMI-2）中，反應堆冷卻劑系統內產生的氫氣氣泡在壓力容器頂部等位置積聚，阻礙了冷卻劑流動，從而影響了堆芯的冷卻效果。基于以上原因，美國修訂并出臺規定（10 CFR 50.44修訂、50.46a），要求所有電廠需“提供不可凝氣體從反應堆高位排放的能力以及其它為維持足夠堆芯冷卻要求的系統。”[1]用以事故中排出積聚在一回路高位處的不可凝氣體（主要是氫氣）。

在我國自主研發的百萬千瓦級壓水式反應堆上也增設了高位排氣系統，通過此系統在事故過程中將大量積聚在壓力容器頂部的不可凝結氣體排出，保持反應堆冷卻劑系統唯一汽水界面。高位排氣系統包括連接到反應堆壓力容器頂部的兩列平行管線。每列包括兩個串聯的排放閥。系統管路上設置有一個限流孔板，其目的是為滿足SRP5.4.12中限制LOCA風險要求。系統簡化流程示意圖如圖1。

系統運行為任意一列閥門打開，將可能積累在壓力容器頂部的不可凝氣體排出，在完成排氣后，將由操作員根據規程手動關閉閥門。高位排氣系統在運行過程中產生的一系列熱工瞬態可能存在劇烈的壓力變化，導致管道、構件等經歷大的載荷。對系統結構完整性的評價要求定義這些載荷。該文將對系統在運行過程中受到的壓力載荷進行分析。

1 壓力載荷分析方法

RELAP5[2]計算程序，是在美國核管會（USNRC）支持下由阿貢國家實驗室（INEL）開發的，可以用于核反應堆事故瞬態分析的高度通用性的程序。可以模擬包含蒸汽-水-不凝性氣體的流體混合物的各種熱工水力瞬態。為研究高位排氣系統在運行過程中可能經歷的壓力載荷，將應用RELAP5程序，對反應堆及高位排氣系統進行詳細的建模，進而分析具體的事故瞬態過程。具體模型節點劃分如圖2和圖3所示。

2 設計容量標準對應工況的壓力載荷分析

高位排氣系統容量需求的驗收準則是：在反應堆冷卻劑系統設計壓力和溫度下，排氣系統能夠通過并聯的兩列路徑中的任意一列在1小時內排放相當于反應堆冷卻劑系統一半容積的不可凝氣體。驗收準則中對排放容量及壓力、溫度均做了要求，在此設計容量標準對應工況的初始條件下排放氫氣，模擬高位排氣系統運行（排放閥門的設計開啟時間為2 s），分析高位排氣系統管道內不同初始介質情況下，限流孔板及排放閥門處經歷的壓力載荷，結果如表1所示。

可壓縮流體在管內的最大流速受到氣體聲速的限制，即在管路系統某一位置可能發生臨界流。在管路系統中，隨著流體壓力的下降，氣體在管內流速增加，當下游的壓力足夠低時，流體在管子內某一位置達到聲速流動，達到聲速流動后，下游的壓力進一步降低不再影響上游的流速，及在系統中存在一達到臨界流的極限壓降。由設計方案可知高位排氣系統總的阻力系數為： K總=68.15，此阻力系數對應的極限壓降為：15.56 MPa。表1中高位排氣系統入口壓力為17.23 MPa，出口壓力為安全殼內氣體壓力0.1 MPa，很顯然出入口壓差大于極限壓降，也就是說高位排氣系統在此工況運行過程中達到了臨界流。因此在系統運行后達到穩定狀態時，管道中某一位置的平衡壓力由系統各部分的阻力分配決定，如表1所示，雖然排放管道內初始介質不同，但當達到穩定的排放狀態時，限流孔板處及排放閥門處的平衡態壓力是固定的。

從表1可以看出，初始排氣管道內介質與所排放介質（氫氣）密度越接近，在排放過程中所經歷的壓力載荷變化越平緩，當排氣管道內介質密度與排入氣體密度存在較大差異時壓力會產生波動，達到穩定狀態所需經歷的時間也更長。在排放管道內初始介質為水蒸汽的情況下，設計容量標準對應工況中排放閥門處所經歷的壓力載荷變化最大為6.28 MPa/2.23 s，此載荷變化在排放閥門可承受范圍內，不會增加系統運行風險。

3 事故進程中高位排氣系統可能經歷的壓力載荷

高位排氣系統的設置目的為在事故進程中排放可能積聚在壓力容器頂部的不可凝氣體，不可凝氣體的主要來源為氫氣。氫氣在事故進程中產生的模式有三種：（1）水的輻照分解以及結構材料的氧化等；（2）堆芯燃料在事故過程中發生鋯水反應；（3）壓力容器失效后堆芯熔融物和混凝土相互作用（MCCI）。其中水輻照分解產氫量較少，不會形成雙汽水界面甚至影響自然循環的氣封現象，而MCCI過程中產氫不是高位排氣系統處置范圍，因此僅關注鋯水反應產生的氫氣的排放問題。鋯水反應產生大量氫氣，且形成雙水汽界面從而影響自然循環的現象會出現在高壓熔堆事故進程中，如三哩島事故。

3.1 高壓熔堆事故序列中高位排氣系統狀態

選取典型的高壓熔堆嚴重事故序列“SG給水全部喪失疊加全廠斷電”，不考慮任何操縱員干預動作，分析事故進程中高位排氣系統管道所處狀態。

典型高壓熔堆事故序列分析結果中壓力容器內水位及高位排氣系統管道內含氣率，如圖4所示。從圖中可知，在壓力容器內水位開始下降后，高位排氣系統管道內的水開始向外蒸發，堆芯裸露后鋯水反應才會大面積發生，此時高位排氣系統管道內限流孔板上游的水將全部蒸干，但由于管道的尺寸和限流孔板的作用，限流孔板下游無法全部蒸干，最終會留有約20%的水實體。

3.2 事故進程中高位排氣系統運行可能經歷的壓力載荷

根據典型高壓熔堆嚴重事故序列分析結果，按照事故進程中鋯水反應發生時高位排氣系統管道內氣體含量的初始條件，分析高位排氣系統運行過程中，不同排放壓力、氫氣含量初始狀態下可能經歷的壓力載荷。

事故進程中，一回路壓力受穩壓器安全閥控制，可能的初始排放壓力包括穩壓器安全閥的整定壓力17.2 MPa、17.0 MPa、16.6 MPa（三種情況均超過極限壓降，因此僅選取最大值進行分析），以及更低的壓力，例如15.5 MPa，或者與SG二次側安全閥運行相平衡的壓力8.6 MPa；系統運行時所排放介質也存在多種可能，例如氫氣、氫氣和水蒸汽的混合氣體（50%）或者水蒸汽。高位排氣系統管道內初始介質為水蒸汽和氫氣的混合，其具體成分按照事故進程計算結果設置。在各種可能的事故狀態中高位排氣系統所要經歷的壓力載荷如表2所示。

表2的分析結果與表1一致，且高位排放閥門開啟前壓力容器內壓力越高，壓力載荷沖擊幅度越大。在初始排放壓力為17.2 MPa排放介質為純氫氣的情況下，高位排氣系統所經歷的壓力載荷變化最大，為3.78 MPa/0.24 s，此載荷變化在高位排放閥門可承受范圍內，不會增加系統運行風險。

3.3 排放氮氣的壓力載荷

不可凝氣體的積聚也包括氮氣，氮氣進入壓力容器內的情況最可能出現在安注箱排空后，此時很可能氫氣已經被排放，高位排氣系統管道內充滿水蒸汽狀態，此種情況下排放氮氣，壓力容器內壓力在安注箱注入壓力以下，從表2的趨勢推斷，其壓力載荷變化將在排放閥門可承受范圍內，不會增加系統運行風險。

3.4 高位排氣系統經歷由排氣到排水的壓力載荷

在高位排放系統運行一段時間后，可能存在兩種結果：一種是事故進程已得到良好控制，但壓力容器內水位并未上升到壓力容器頂部，此時關閉高位排放閥門壓力載荷不會發生大變化；另一種情況是在排放閥門開啟后一段時間，壓力容器內水位上升到滿溢狀態，理論上，閥門在水進入高位排氣系統管道之前應關閉。但實際上，由于在排氣期間無法精確的判斷壓力容器內水位，水也有可能通過高位排氣系統管道排出。此種情況下高位排氣系統將會經歷排氣/汽到排水的過程，應對此過程中壓力載荷進行分析。

根據事故進程的可能性首先設定排水前壓力容器內壓力為16.6 MPa，水溫為飽和態。此時高位排氣系統已穩定運行10 s，限流孔板處及排放閥門處壓力分別為16.1 MPa和12.1 MPa，在水排入到高位排氣系統管道內之前，管道內介質存在多種可能，例如氫氣、氫氣和水蒸汽的混合氣體（50%）或者水蒸汽。對高位排氣系統可能經歷的排氣/汽到排水過程的分析結果如表3所示。

在表3所分析工況中，如果氫氣排放后緊接著水實體排入高位排氣系統管線，會在限流孔板處發生壓力的震蕩。排放初始限流孔板處排放氫氣壓力（16.1 MPa）與壓力容器內壓力（16.6 MPa）相差無幾。水的密度遠高于氫氣的密度，當水實體推進到限流孔板的位置，流動將受到限流孔板的限制而減速，此種情況下限流孔板下游壓力為12.1 MPa，則通過限流孔板的水將會閃蒸為汽水混合物，壓力瞬間上升。之后，汽水混合物在管道內向前推進，其密度相較于氫氣差別仍然很大，因此與氫氣的推進將產生速度差，進而使得壓力下降。從排氫氣到排水的過程中，在限流孔板處的壓力載荷正向為1.88 MPa/0.008 s，反向為3.12 MPa/0.07 s，仍在排放閥門可承受范圍內，不會增加系統運行風險。

4 結語

該文通過程序模擬，分析了高位排氣系統在運行過程中可能經歷的不同工況狀態下的壓力載荷，包括管道內不同初始介質、不同排放壓力和排放不同成分介質等多種工況的組合。計算結果顯示在所分析的工況中，高位排氣系統可能經歷的過程包括氣體到氣體、氣體到液體的排放，但總體壓力載荷沖擊幅度不大，在系統可承受范圍內，不會增加系統運行風險。

參考文獻

[1]U.S.NRC.“Acceptance Criteria for Reactor Coolant System Venting Systems”.10 CFR 50.46a，2003.

[2]U.S.NRC.RELAP5/MOD3 Code Manual.NUREG/CR-4312，1998.

[3]U.S.NRC.“Follow up Actions resulting from the NRC Staff Reviews Regarding the Three Mile Island Unit 2 Accident”，1979.

[4]U.S.NRC.“Clarification of TMI Action Plan Requirements： II.B.1，Reactor Coolant System Vents”.NUREG-0737，1980.

[5]A.F.Akselrod， T.C.Esselman.“Transient Thermal-hydraulic Analysis of the Reactor Vessel Head Vent System”.Elsevier Science Publishers B.V，1993.