小型壓水堆一回路平均溫度不變方案下計算分析

錢項鋒　榮磊

摘 要：該文針對小型壓水堆的具體結構和自然循環工況的特點，選用RELAP5/MOD3.3程序，對小型壓水堆在一回路平均溫度不變運行方案下的自然循環工況特性進行了計算分析。計算結果表明：在一回路平均溫度不變運行方案下，環路自然循環流量隨堆芯流量的增加而增加，并且大致是堆芯功率的指數函數。當堆芯功率一定時，環路自然循環流量同二次側特性密切相關，且隨二次側壓力的增加而增加，一回路平均溫度隨二次側壓力的增加而增加。

關鍵詞：自然循環 RELAP5 計算分析

中圖分類號：TL351 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）10（a）-0013-03

自然循環現象一般是流體在下部被加熱，在上部或頂部被冷卻，依靠熱段和冷段中流體密度差所產生的驅動壓頭來推動工質在閉合回路中流動。自然循環因其結構簡單，換熱能力強，非能動等特點，在核動力領域有著重要的應用前景，不僅可作為事故后導出堆芯余熱的主要手段，還可以作為核動力裝置主要的循環方式，以減少系統對外界電源的依賴，提高系統安全性[1]。尤其對于小型壓水堆來說，由于在自然循環工況下冷卻劑泵停運，減小了運行噪音，提高了隱蔽性，因此對其進行自然循環特性計算分析，具有重要意義。該文選用RELAP5/MOD3.3程序，在合理劃分控制體的基礎上，對小型壓水堆一回路系統進行了仿真。并針對小型壓水堆在一回路平均溫度不變運行方案下的自然循環工況特性進行了計算分析。所得結果可為小型壓水堆運行提供參考。

1 模型概述及控制體劃分

1.1 熱工水力分析模型概述

該文選用輕水反應堆（LWR）瞬態分析程序RELAP5作為建模工具，RELAP5是由美國愛達華國家工程實驗室開發的一維非平衡兩相流熱工水力系統分析程序[2]，作為核動力裝置最佳估算程序，可用來描述輕水堆發生假想瞬變過程中各系統設備的熱工水力特性。RELAP5主要分為五大計算模塊：水力學模型、輔助模型、反應堆動力學模型、控制系統、中斷系統[2]。其中控制系統及中斷系統主要是用來模擬實際反應堆操作控制系統的動作及對各種控制信號的處理，計算的核心部分主要由前三大模型來實現。RELAP5程序的水力學模型要求解含有6個基本因變量（如果出現非冷凝部件，則為7個）的6個基本方程。其中，因變量分別為壓力、汽液相比內能、汽相空泡份額、汽液相速度、非冷凝含氣量和硼濃度。自變量為時間、距離、非冷凝含氣量定義為非冷凝氣體質量與總的氣相質量的比值。反應堆動力學模型采用的是點堆模型，并包含了計算裂變碎片衰變功率的方程。輔助模型則包括了換熱模型，阻力模型，物性模型，熱構件模型等模型，其中換熱和阻力模型包含了各種條件下的換熱和阻力關系式，物性模型包含了水的密度，焓值等各種物性公式，熱構件模型則提供了計算水力控制體邊界的熱交換和管道或容器壁的熱傳導的關系式。

1.2 系統控制體劃分

系統控制體劃分如圖1所示。對堆芯部分：系統一回路冷卻劑由堆芯入口（220，420）流入，經過下降通道（101）流入堆芯下腔室（103），然后上升流過堆芯通道（108，110，116）帶走裂變產熱，最后和流經堆芯旁流通道（100，113，122，124）的冷卻劑在堆芯上腔室附近（118）匯合，經堆芯出口（201，401）流出堆芯。電加熱式穩壓器劃分為3個控制體積（600，601，602），蒸汽發生器劃分為下封頭（203，207，403，407），U型管束（205，405），4臺主泵也各劃為一個控制體積（214，215，414，415），連接各個部分的主管道劃分為10個控制體積（209，212，213，216，217，409，412，413，416，417）。最后將蒸汽發生器二次側邊界劃為時間相關控制體積，以控制二次側壓力。

對于RELAP5控制體積的節點劃分一直存在爭議，夏庚磊等[3]曾嘗試探討了節點數無關性的討論。在某些情況下，可給出一定的節點數分析結果，但從文獻[4]看，RELAP5的節點劃分往往在保持一定的數量的情況下以與實驗結果對比來判斷合理性。就本研究來說，當堆芯熱通道（108，110）和下降通道（101）的節點數分別取12和5，U型管束（205，405）的節點數取7，主管道（209，409）的節點數取2時，得到的核動力裝置在額定自然循環工況下的各參數計算值與設計值之間誤差均小于5%（見表1），證明了此時節點數劃分的合理性，因此本研究的節點數劃分采用上述的劃分方式。

2 計算結果及分析

作為核動力裝置的典型運行方案之一，核動力裝置一回路平均溫度不變運行方案要求一回路平均溫度不變時，系統二次側壓力隨堆芯功率的改變而改變[5]。因此，本研究首先計算確定一回路平均溫度不變時，與不同堆芯功率相對應的二次側壓力值。由此確定二次側邊界條件，在已合理地劃分控制體的基礎上，利用RELAP5程序實現了對小型壓水堆一回路平均溫度不變運行方案下的自然循環工況的仿真。由圖2和圖3可看出，堆芯入口溫度隨功率的增大而降低，堆芯出口溫度隨功率的增大而增大，二次側壓力隨功率的增大而減小，一回路平均溫度基本保持不變，證明了仿真的合理性。

一回路平均溫度不變運行方案下的自然循環流量與堆芯功率的關系見圖4。如圖4所示，一回路自然循環流量隨堆芯功率的增加而增加，并且大致是堆芯功率的指數函數，與文獻[6]所得結論一致。

當堆芯功率一定時，自然循環流量主要和二回路的運行特性有關。圖5和圖6分別給出了堆芯功率一定時，一回路平均溫度與二次側壓力關系曲線和自然循環流量與二次側壓力關系曲線。由圖5和圖6所示，一回路平均溫度隨二次側壓力的增加而增加，自然循環流量隨二次側壓力的增加而增加。

3 結語

對小型壓水堆來說，自然循環作為一種冷卻手段，不僅可以增強系統的安全性和可靠性，因為運行不依賴主泵，還可以減小系統運行噪音，提高了裝置的隱身性。該文首先簡單介紹了RELAP5程序的熱工水力模型，并對所要研究的系統進行了合理的控制體劃分。使用RELAP5程序對小型壓水堆一回路平均溫度不變運行方案下的額定自然循環工況進行了仿真，仿真結果同設計值之間誤差小于5%。在此基礎之上對小型壓水堆一回路平均溫度不變運行方案下的自然循環工況特性進行計算分析。計算結果表明：在一回路平均溫度不變運行方案下，環路自然循環流量隨堆芯流量的增加而增加，并且大致是堆芯功率的指數函數。當堆芯功率一定時，環路自然循環流量同二次側壓力特性密切相關，且隨二次側壓力的增加而增加，一回路平均溫度隨二次側壓力的增加而增加。所得結果可以為小型壓水堆運行提供重要支持。

參考文獻

[1] 邢立淼，郭赟，曾和義.基于RELAP5的單通道自然循環流動不穩定性分析[J].原子能科學技術，2010，44（8）：958-963.

[2] The RELAP5 Code Development Team.RELAP5/MOD3 Code Manual[M].USA：Idaho National Engineering Laboratory，1995.

[3] 夏庚磊，郭赟，彭敏俊.基于RELAP5的兩管平行通道流動不穩定性研究[J].原子能科學技術，2010，44（6）：694-700.

[4] 郭赟.自然循環系統和并聯通道及其在海洋條件下的不穩定性研究[D].西安：西安交通大學，2007.

[5] 孫中寧.核動力設備[M].哈爾濱：哈爾濱工程大學出版社，2004.

[6] 楊祖毛.閉合回路單相自然循環穩態特性研究[J].核動力工程，1999（20）：248-253.