高穎賢 閔遠勝 陳偉



【摘 要】PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全殼壓力溫度響應的分析。本文基于相同的失水事故質能釋放,分別采用PAREO和MELOCR程序分析了安全殼的響應,并通過兩個程序在關鍵物理模型上的對比研究分析了程序計算結果的合理性和保守性,為工程設計分析工具的選擇提供了參考。
【關鍵詞】PAREO;MELCOR;安全殼;壓力和溫度
中圖分類號: TL941;TM623?文獻標識碼: A文章編號: 2095-2457(2019)06-0217-004
DOI:10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.06.085
【Abstract】The codes of PAREO and MELOCR are always used for analysis of containment pressure and temperature after accidents. In this study, the containment response was analyzed by the codes of PAREO and MELCOR based on the same mass and energy release for postulated loss of coolant accident (LOCA), and the comparison of key physical models of these two codes were studied for analyzing the rationality and penalizing of the results. And the results of this paper could provide reference of tool choosing for engineering design.
【Key words】PAREO; MELCOR; Containment; Pressure and temperture
0 引言
安全殼屏障是防止或減少放射性物質向環境釋放的最后一道屏障,在設計基準事故后的一個相當長時間內,安全殼結構必須保持其功能的完整性。對于干式安全殼,安全殼結構及系統設計應滿足設計基準事故后安全殼受到的最高壓力不超過安全殼設計壓力[1]。
目前對于設計基準事故下安全殼的壓力溫度分析廣泛采用了專門的安全殼壓力溫度分析程序,如CONTEMPT-LT、PAREO等。這類程序采用集總參數方法,該方法基于多年的核工業經驗確定的動量方程簡化所導致的偏差、通過大量試驗確定的集總參數局限性,采用了保守的分析模型,以確定保守的安全殼壓力峰值。除了這些專門用于設計基準事故安全殼響應分析的程序外,用于嚴重事故分析的程序,如MELCOR、MAAP、CONTAIN等也開始嘗試應用于設計基準事故下的分析。
本文分別采用PAREO和MELCOR程序對失水事故后的安全殼壓力溫度響應進行了分析,通過兩個程序關鍵物理模型的對比研究,闡明了程序計算結果的合理性和保守性,為工程設計選擇合適的分析工具提供了參考。
1 程序簡介
1.1 PAREO程序
PAREO程序是由法國EDF公司開發的用于安全殼壓力分析的程序。該程序可用于確定在一回路或二回路管道破裂事故下壓水堆安全殼壓力和溫度的變化。
PAREO程序熱力學系統包括:氣區、液區、吸熱結構等,其可模擬的物理現象主要包括:破口處水和水蒸汽向氣區或液區的傳遞、噴淋液滴和氣區之間的對流熱交換、噴淋水和冷凝水與液區混合、氣區和壁面之間的對流傳熱、氣區和冷凝液膜之間對流傳熱和冷凝傳熱、壁面和外界(大氣或地面)之間的對流傳熱、液區和壁面之間的對流傳熱、再循環階段熱交換器的換熱等。
1.2 MELCOR程序
MELCOR程序是一個完整的系統性嚴重事故分析程序,由美國桑迪亞國家實驗室(SNL)開發。該程序能模擬輕水堆嚴重事故過程中的主要現象,如反應堆冷卻劑系統、堆坑、安全殼和設備隔間的熱工水力響應;堆芯裸露、燃料升溫、包殼氧化、燃料損壞及堆芯材料熔化和流動;下封頭熱響應和失效等嚴重事故現象。
MELCOR程序是模塊化分析程序,由不同的模型或程序包組成,各模型分別處理不同的事故現象或負責不同的程序控制功能。用于設計基準事故下安全殼壓力溫度響應分析可能涉及到的主要模塊包括:控制體水力動力學(CVH)、流道(FL)、熱構件(HS)、安全殼噴淋(SPR)、材料物性(MP)、不可凝氣體(NCG)、控制函數(CF)、表函數(TF)、外部數據文件(EDF)等[2]。
2 安全殼壓力溫度響應分析
2.1 安全殼輸入參數
2.2 主要假設
2.2.1 傳熱系數
2.2.2 考慮安全殼的泄漏率為零;
2.2.3 不考慮安全殼熱量導出系統的投入。
2.3 主要計算結果
根據前兩節所述的計算條件,分別采用兩個程序對安全殼壓力溫度響應進行了分析,圖1、圖2和圖3分別給出了兩個程序計算的隨時間變化的安全殼壓力、安全殼露點溫度和地坑水溫度計算結果。
從安全殼壓力、溫度和地坑水溫度計算結果可以看出,PAREO程序對于壓力和露點溫度的估計更為保守,但對于地坑水溫度的估計PAREO程序結果明顯偏低。
3 程序模型對比分析
為進一步研究兩個程序對于安全殼壓力溫度響應計算結果的合理性,對程序主要物理模型進行對比分析研究。
3.1 狀態方程及相關假設
PAREO程序安全殼為單控制體,該體積內分氣區和液區。氣區由空氣、水蒸汽和氫氣(如果有)混合組成,液區為液相水。在每一區內(氣區或液區),壓力和溫度是均勻的。兩個區處于力學平衡,但熱不平衡。空氣-水蒸汽混合物組成一個理想混合氣體。
MELCOR程序的安全殼采用CVH模擬,該模型將水力控制體劃分為水池和大氣兩部分,水池中可能為單相水,也可能為含有汽泡的兩相水,大氣中可能含水蒸汽、不可凝氣體及霧滴(fog)。通常考慮安全殼內水池和大氣間處于非平衡態(僅指熱不平衡)。
從圖4所示安全殼大氣溫度可以看出,事故早期在水蒸汽大量進入氣區后空氣被絕熱壓縮,安全殼內大氣出現過熱,但PAREO計算的大氣溫度較MELCOR更高,其空氣分壓也更高。這可能是兩個程序采用了不同的熱物性公式所致。從圖2、圖5兩個程序對露點溫度、水蒸汽質量的結果對比來看,事故后200秒內水蒸汽質量并未受到安全殼大氣溫度明顯差異的影響。從能量平衡角度來分析,這主要是因為水蒸汽的比熱容是空氣的2倍左右,且水蒸汽形成需吸納足夠的潛熱,空氣吸收的能量遠低于水蒸汽能量,同時,熱構件的吸熱量只占總能量較小份額,因此事故早期兩個程序的蒸汽質量等結果幾乎相同。此后,熱構件的吸熱量占總能量份額增大,由于PAREO程序對熱構件吸熱作用估計得更保守,水蒸汽質量更高,其蒸汽分壓和總壓也更保守。
3.2 破口處流體釋放
PAREO程序破口處噴放出的流體在安全殼氣區和液區之間有不同的走向:欠熱水直接流到液區;過熱蒸汽直接流到氣區;破口處沸騰的乳狀液分離成飽和水蒸汽和飽和水。該程序中對于兩相分離存在多種模型:體積閃蒸模型(VFM)、壓力閃蒸模型(PFM)、溫度閃蒸模型(TFM)等。通常,溫度閃蒸模型計算出的壓力和溫度偏保守。
MELCOR程序可定義破口質能釋放流向大氣還是水池中。在本文計算中,破口質能釋放流入大氣中。對于汽水分離模型,采用的是溫度閃蒸模型。
在本文PAREO與MELCOR的對比分析中,均采用了相對保守的溫度閃蒸模型。從早期水蒸汽量對比來看,這兩個程序的預計應是相當的。在后期水蒸汽量的差異要受到壁面冷凝能力等的影響。
3.3 壁面冷凝換熱
在PAREO程序中,對于空氣-水混合物與壁面的傳熱,采用TAGAMI或UCHIDA關系式計算。對于一回路大破口,在噴放階段,安全殼大氣的劇烈運動能形成一個很好的熱交換條件,壁面冷凝換熱系數Hs (t)采用TAGAMI關系式:
MELCOR程序中對蒸汽冷凝主要考慮膜狀凝結,其采用了傳熱傳質理論建立了膜狀凝結的模型,該模型可考慮不可凝氣體質量擴散的影響,還能考慮液膜厚度在瞬態過程中的變化。
MELCOR中考慮不同結構形式(矩形結構、水平圓柱、半球或球)熱構件上形成的液膜層流與紊流判別準則等的差異,如垂直向下矩形結構根據液膜的Rayleigh數判斷液膜是處于層流區還是紊流區或過渡區,垂直向上矩形結構、水平圓柱和球型結構根據液膜的Reynolds數來判斷流動狀態。
圖6給出了兩個程序計算的壁面冷凝換熱系數。從換熱系數可以明顯看出,在整個事故過程中MELCOR模型明顯比Uchida關系式的結果更高,PAREO的模型是保守的。在事故后期,雖然冷凝換熱系數在增大,但壁面與安全殼內大氣的溫差在逐漸縮小,換熱量維持在一個較低水平。
MELCOR模型中更多的蒸汽被冷凝成液體而流向液區,因此其地坑水溫度明顯較PAREO程序更高,見圖3。
通過以上模型比較可以發現,MELCOR由于采用了較現實的壁面冷凝換熱模型,其對于安全殼壓力和露點溫度的估計較PAREO偏低,而地坑水溫度則偏高。
4 結論
通過本文分別采用PAREO和MELCOR程序對安全殼壓力溫度響應的分析,研究了兩個程序在分析安全殼響應時主要模型的差異,可以發現由于MELCOR采用了更現實的壁面冷凝換熱模型,其對于安全殼壓力和露點溫度的估計較PAREO偏低,而地坑水溫度則偏高。
在工程設計中,可根據分析的需要選取合適的分析工具。
【參考文獻】
[1]核工業標準化研究所,輕水堆安全殼壓力和溫度瞬態分析,EJ/T 1013-1996,1996.
[2]MELCOR computer code manuals,Vol.2,Reference manuals, Version 1.8.5,May 2000.