先進非能動核電廠DEDVI事故熱工水力模擬分析

余健明,曹學武

(上海交通大學機械與動力工程學院,上海200240)

先進非能動核電廠DEDVI事故熱工水力模擬分析

余健明,曹學武

(上海交通大學機械與動力工程學院,上海200240)

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先進非能動核電廠的事故分析模型,包括反應堆冷卻劑系統 (RCS)、簡化的二回路系統和專設安全設施。針對小破口失水事故(SBLOCA)中的直接安注管雙端斷裂事故(DEDVI)進行分析,并著重對SBLOCA現象識別和排序表(PIRT)中對其影響較大的液滴夾帶進行敏感性分析。分析結果表明,對直接安注管雙端斷裂事故,破口和自動卸壓系統(ADS)能夠有效地使反應堆冷卻劑系統降壓,堆芯補水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全殼內置換料水箱(IRWST)能夠迅速實現堆芯補水,確保堆芯冷卻。對液滴夾帶的敏感性分析表明,對于位置較高的第4級ADS,噴放流量對液滴夾帶模型比較敏感,使用均相流模型計算時,其液相流量顯著高于非均相流模型。

先進非能動核電廠;DEDVI;液滴夾帶

西屋公司設計的先進非能動核電廠在安全設計中廣泛采用非能動安全設計理念,采用非能動系統取代傳統二代壓水堆中的相應安全設施,系統大為簡化。先進非能動核電廠設計了非能動堆芯冷卻系統(PXS)來緩解事故情況下的堆芯應急冷卻,為了驗證先進非能動核電廠的設計可靠性,開展了一系列實驗研究,其中整體效應實驗包括全壓全高度的ROSA/AP600[1]和 SPES-2[2]、低壓的 OSU/APEX[3]以及針對AP1000非能動堆芯冷卻系特定修改的APEX-1000[4]等,單項效應實驗包括CMT試驗、ADS試驗和非能動余熱排出(PRHR)熱交換器試驗[5]等。通過這些實驗為計算機程序的驗證提供大量的實驗數據。

同時,國內學者研究了非能動余熱排出系統的冷卻能力以及加熱系統的周期性不穩定現象[6-8]。國外學者Fletcher等[5]使用RELAP5/MOD3.2程序對AP600核電廠SBLOCA事故進行了分析研究,這個研究是美國核管會對AP600設計進行認證的一部分。WRIGHT[4]利用1/4壓力、1/4高度模化AP1000的APEX-1000試驗裝置上模擬了4種不同破口尺寸和破口位置的SBLOCA事故譜,重點關注了關鍵的熱工水力現象和非能動安全相關系統的性能和相互影響,結果證明AP1000的非能動安全相關系統能持續帶出堆芯衰變熱,所有工況堆芯始終未發生裸露。

設計基準事故分析中的SBLOCA涉及PXS的所有非能動部件,事故中的現象復雜,對非能動系統的挑戰較大。而在直接安注管雙端斷裂(DEDVI)事故中只有一半的應急冷卻水有效地注入反應堆壓力容器,使直接安注管雙端斷裂事故是長期冷卻的極限破口事故[9]。先進非能動電廠SBLOCA PIRT中,冷段與壓力平衡管、熱段與PRHR入口管T型管的相分離是高排位現象[5],其中液滴夾帶對其影響較大。因此,本文利用機理程序建立先進非能動核電廠的模型,分析SBLOCA中的直接安注管雙端斷裂事故進程,研究PXS系統對直接安注管雙端斷裂事故的響應和熱工水力行為,并對SBLOCA現象識別和排序表中影響較大的液滴夾帶進行敏感性分析。

1 分析模型的建立

1.1 先進非能動核電廠模型

本文采用Relap5/Mod 3.4程序建立先進非能動核電廠的模型,主要模擬了反應堆冷卻劑系統(RCS)、簡化的二回路系統和專設安全設施(見圖1)。

RCS系統主要模擬了堆芯、壓力容器、穩壓器、主泵、蒸汽發生器和反應堆冷卻劑系統管道。壓力容器按照各主要流道和容積進行節點劃分,包括了壓力容器上腔室的旁通流道、壓力容器的冷卻劑下降段、壓力容器下腔室空間、堆芯活性區、堆芯上腔室、堆芯的控制棒管束流道、壓力容器上封頭等。

二回路系統主要包括主給水系統、啟動給水系統和主蒸汽系統。主蒸汽系統主要有蒸汽管道、主蒸汽隔離閥、大氣釋放閥、主蒸汽安全閥組成。

專設安全設施中的非能動堆芯冷卻系統主要模擬了非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)、2個堆芯補水箱(CMT)、2個安注箱(ACC)、自動卸壓系統(ADS)、安全殼內置換料水箱(IRWST)及相關管線。

1.2 先進非能動核電廠直接安注管雙端斷裂事故假設

本文模擬了先進非能動核電廠在進入下降環腔的管嘴處發生的直接安注管雙端斷裂事故。事故分析模型使用的主要假設包括:

(1)核電廠在事故發生前運行在102%額定功率的水平上,事故后衰變熱考慮＋20%的不確定性;

(2)初始反應堆冷卻劑冷熱段平均溫度比名義值高4.44℃;

(3)穩壓器壓力比名義值高0.345 MPa;

(4)安全殼背壓為0.101 MPa(a);

(5)蒸汽發生器堵管份額0%;

圖1 先進非能動核電廠模型節點劃分Fig.1 Nodalization for advanced passive PWR

(6)CMT、ACC、IRWST 的 初 始 水 溫為49℃;

(7)ACC的初始壓力為4.93 MPa(a);

(8)事故發生后,穩壓器壓力降至低于12.41 MPa(a)時產生反應堆停堆信號;

(9)穩壓器壓力降至低于11.72 MPa(a)時,觸發“S”信號,自動打開CMT和PRHR注射管線的隔離閥;

(10)“S”信號2 s后主給水隔離閥逐漸關閉,“S”信號6 s后反應堆冷卻劑泵停運;

(11)破損環路的非能動安全注射系統(由一個ACC,一個CMT和一條IRWST注射管線組成)的注射流量全部從直接安注管一側的破口流出。

(12)假設第4級ADS 4個閥門中不與穩壓器相連的其中1個因故障無法開啟,其余3個正常工作。

2 計算結果與分析

2.1 先進非能動核電廠直接安注管雙端斷裂事故進程

表1列出了直接安注管雙端斷裂事故進程關鍵事件序列,并與西屋公司開發的用于小破口失水事故分析的NOTRUMP程序的結果對比。

表1 直接安注管雙端斷裂事故序列Table 1 DEDVI sequence of events

對于使用非均相流模型的基準工況,破口發生在0 s,有破口的一列直接安注管上的ACC和該側壓力容器下降段通過破口向安全殼噴放,壓力容器一側的破口當量直徑為10.16 cm,RCS因此快速降壓(見圖2),從而觸發停堆信號,在18.2 s產生“S”信號。在“S”信號的控制下,CMT和PRHR注射管線上的隔離閥開始開啟。“S”信號產生后延遲2 s主給水隔離閥關閉,延遲6 s主泵開始惰轉。CMT隔離閥的開啟使破損環路的CMT通過直接安注管破口直接向安全殼噴放,完好環路CMT開始向堆芯注入。

圖2 RCS壓力Fig.2 RCS pressure

由于破損環路的CMT直接連接在雙端斷裂的直接安注管上,所以在事故發生后的很短時間內堆芯補水箱的水排空(見圖3),當破損環路的CMT水位在181.7 s降低到第1級ADS閥門開啟整定值(CMT67.5%低水位)后,第1級ADS閥門延遲20 s被觸發動作,一回路冷卻劑從穩壓器頂部的ADS管路,通過鼓泡器向IRWST內排放。第2、3級ADS系統也在前1級ADS閥門開啟后分別延遲70 s和120 s后開啟。本事故中破損環路的CMT水位下降很快,第4級ADS在第3級ADS啟動后延遲120 s開啟。4個第4級ADS通道中的3個通道開始噴放(假設第4級ADS閥門中的一個發生單一故障而無法開啟)。

圖3 破損CMT注入流量Fig.3 Broken CMT injection rate

完好環路的CMT先以較小流量的進行水循環(見圖4),溫度較高的水從冷段通過平衡管線進入CMT,CMT內部原有的溫度較低的水通過完好的一列直接安注管進入堆芯,水位基本不變。在系統壓力降低到ACC壓力整定值4.93 MPa時,完整回路的ACC在265.2 s時開始向壓力容器內補水(見圖5),使得堆芯水位上升,直到在602.6 s時完好環路的ACC排空。在ACC注入期間,共用的直接安注管內的壓力較高,來自CMT的注入流量基本為零,在平衡管線連接的冷段開始出現排空的時候,進入蒸汽循環模式,排空的冷段內以蒸汽充入CMT上部,CMT內部的水依靠自身重力向堆芯注入,流量較水循環時更大。隨著完好環路CMT的水位緩慢下降,其注入流量逐漸減少,于2 024 s排空。在事故初期的1 800 s內主要由CMT和ACC這兩個水源保證堆芯的冷卻。

圖4 完好CMT注入流量Fig.4 Intact CMT injection rate

圖5 完好ACC注入流量Fig.5 Intact ACC injection rate

在第4級ADS系統開啟的同時,IRWST注入管線的隔離閥開啟,但是由于此時一回路壓力仍然較高,逆止閥處于關閉狀態,僅依靠重力不能注入堆芯。隨著一回路壓力在ADS系統作用下降低到較低水平,直到1 827 s,IRWST注入管線上的逆止閥被推開,IRWST開始注入(見圖6)。由于IRWST水源容量很大,可以保證穩定的注入壓頭,IRWST可以提供較穩定的長期注入,從而進入安全殼長期循環的過程。在破口和ADS作用之下,一回路壓力分階段有序降壓(見圖2),為ACC和IRWST的注入創造了前提條件。在非能動堆芯冷卻系統的有效安注作用下,燃料包殼表面峰值溫度在事故發生后保持在較低水平,預期不會發生燃料包殼過熱(見圖7)。

圖6 完好IRWST注入流量Fig.6 Intact IRWST injection rate

分析結果表明,對直接安注管雙端斷裂事故,破口和ADS系統能夠有效地使反應堆冷卻劑系統降壓,由CMT、ACC和IRWST能夠迅速實現堆芯補水,確保堆芯的冷卻,包殼峰值溫度低于1 477 K(2 200°F)。

圖7 包殼表面峰值溫度Fig.7 Peak cladding temperature

2.2 液滴夾帶的敏感性分析

在SBLOCA事故中,一回路的冷卻劑在破口和ADS系統的噴放作用下不斷喪失,過多的冷卻劑噴放將使得堆芯內的冷卻劑水位降得更低,從而影響堆芯的淹沒和冷卻。在流體通過水平管上接豎直分支的流道里流動的過程中通常會發生液滴夾帶現象[10],其中冷段與壓力平衡管、熱段與PRHR入口管T型管的夾帶現象都是PIRT表高排位的現象。

為了研究冷卻劑噴放時液滴夾帶的不確定性對事故后果的影響,選取直接安注管雙端斷裂事故作為典型事故,在堆芯下游(包括堆芯上腔室、熱管和第4級ADS管線)流道節點內和破口處采用均相流模型,令噴放過程中的動量守恒方程兩相相對滑移速度為零進行敏感性分析。該敏感性工況和基準工況非均相流模型采用的其他初始條件相同。表1列出了使用均相流模型直接安注管雙端斷裂事故進程關鍵事故序列與基準工況非均相流模型的對比。

破口發生以后,冷卻劑迅速從破口噴出(見圖8)。由于破口位置較低,噴放過程中含水量較高,破口初始液相噴放量比汽相高得多,使用非均相流模型和均相流模型對破口處噴放的影響并不明顯,3 000 s時敏感性工況的破口容器側液相積分質量流量比基準工況高約2.5%(見圖9和圖10)。

圖8 破口容器側質量流量Fig.8 Vessel side break discharge

圖9 破口容器側液相積分質量流量Fig.9 Vessel side integrated liquid break discharge

圖10 破口容器側汽相積分質量流量Fig.10 Vessel side integrated vapor break discharge

對于第4級ADS,由于其位于熱段之上,位置較高,且在這些閥門打開時,熱段已經基本干涸(見圖11),第4級ADS的液相噴放流量對液滴夾帶的模擬比較敏感(見圖12)。在使用均相流模型分析時,3 000 s時敏感性工況第4級ADS液相積分質量流量比基準工況高約26%。

圖11 熱段空泡份額Fig.11 Void fraction in the hotleg

圖12 ADS-4液相積分質量流量Fig.12 ADS-4 integral liquid discharge

在最大化液滴夾帶的均相流模型計算時,160 s前后,堆芯坍塌水位幾乎降為零(見圖13),隨后堆芯溫度迅速升高,包殼峰值溫度最高達1 058 K(見圖14),明顯高于采用最佳估算的非均相流液滴夾帶模型整個計算過程中的包殼峰值溫度662 K,但仍然低于1 477 K(2 200°F)的安全限值。隨著完好環路ACC的注入,堆芯溫度顯著下降。ACC排空后,包殼峰值溫度緩慢上升。完好的CMT和隨后的IRWST相繼注入使堆芯溫度最終維持在約650 K的水平上。

圖13 堆芯坍塌水位Fig.13 Core collapsed liquid level

圖14 包殼表面峰值溫度Fig.14 Peak cladding temperature

3 結論

本文針對先進非能動核電廠,采用Relap5/Mod 3.4程序進行建模,選取了直接安注管雙端斷裂事故序列進行分析,并與西屋公司開發的NOTRUMP程序的結果對比。對比結果表明兩者總體趨勢符合較好,只是由于兩個程序使用模型的差異而在局部區域略有不同。分析結果表明:

(1)對直接安注管雙端斷裂事故,破口和ADS系統能夠有效地使反應堆冷卻劑系統降壓,CMT、ACC和IRWST能夠迅速實現堆芯補水,確保堆芯冷卻;

(2)液滴夾帶的敏感性分析表明,對于位置較低的直接安注管破口,使用非均相流模型和均相流模型對破口容器側處液相噴放的影響并不明顯;而對于位置較高的第4級ADS,液相噴放流量對液滴夾帶的模擬比較敏感,使用均相流模型分析時,其液相流量顯著高于非均相流模型。

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[10] Welter,K．B．,2003．Liquid Entrainment at an Upward Oriented Vertical Branch Line From a Horizontal Pipe．Ph．D.thesis,The Oregon State University,US．

Thermal-hydraulic Simulation of DEDVI Accident for Advanced Passive PWR

YU Jian-ming,CAO Xue-wu
(School of Mechanical Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240,China)

The accident analysis model is established by the code of Relap5/Mod 3.4,which includes the Reactor Coolant System(RCS),simplified secondary system and Engineering Safety Features(ESF).A typical Small-Break LOCA(SBLOCA)accident,Double-Ended Direct Vessel Injection(DEDVI),is selected to analyze the accident scenario and sensitivity analyses of entrainment models have been taken with respect to pressure,mass flow rate,liquid levels and peak cladding temperature.The results show that the break and ADS system can depressurize the RCS quickly and the coolant from CMT,ACC and IRWST can mitigate the accidental consequence of DEDVI effectively.Sensitivity analysis of entrainment models shows that homogenous flow model createshigher liquid discharge flow rate comparing to nonhomogenous flow model.

2015-04-28

余健明(1988—),男,廣東開平人,碩士研究生,現從事核電廠安全分析

advanced passive PWR;DEDVI;liquid entrainment

TL364＋.4

A

0258-0918(2016)02-0193-07