浮動電站核動力裝置堆艙瞬態熱工水力特性

王 玨，王 琮，劉建閣，李龍澤

(1.海軍工程大學 核科學技術學院，湖北 武漢 430033；2.武漢第二船舶設計研究所，湖北 武漢 430064)

0 引 言

核動力裝置一回路或二回路系統高能管道發生破裂后，大量高焓值流體將快速釋放進入堆艙，進而威脅第三道屏障的完整性。與核電廠安全殼類似，浮動電站核動力裝置堆艙采用非能動熱阱（堆艙大氣空間、艙壁和艙內部件等）和能動熱阱（噴淋系統等）相結合的方式，實現降溫降壓。

在核電廠安全殼或核動力裝置堆艙（執行安全殼功能）熱工水力瞬態分析方面，美國桑迪亞國家實驗室使用一體化程序MELCOR 建立了二代堆和AP1000的干式安全殼模型[1]，研究了失水事故和主蒸汽管道破裂事故下安全殼對系統質能釋放的熱工瞬態響應過程，并給出了AP1000 安全殼熱量導出系統的優化方案；陳玉清等[2]使用RELAP5 程序建立了船用堆堆艙模型，比較分析了假想失水事故期間不同模型劃分方案對堆艙熱工響應特性的影響；李勇等[3]使用Fluent 軟件建立了堆艙內蒸汽冷凝和堆艙外海水自然循環的耦合模型，分析了失水事故下堆艙非能動冷卻系統的熱工特性。

當前針對核動力裝置堆艙系統（或核電廠安全殼系統）的熱工特性研究多集中于使用系統熱工水力程序或CFD 程序模擬分析在給定質能釋放下的壓力和溫度響應，側重點為堆艙系統配置及分析模型對計算的影響，而對核動力裝置設計改進、堆艙系統與其他系統耦合設計的分析相對較少。鑒于此，本文以浮動電站核動力裝置為對象，通過使用RELAP5 和MELCOR程序開展聯合分析研究，計算堆艙系統與其他系統的全程響應過程，即從事故始發時開始分析，直至堆艙熱工響應趨于穩定。在此基礎上，結合堆艙系統與其他系統的特征，對影響熱工安全特性的若干敏感性問題進行定量分析，給出核動力裝置堆艙的設計改進意見。

1 系統質能釋放分析

船用堆多采用壓水堆技術路線，與陸上壓水堆核電廠事故分析結論類似，核動力裝置最大質能釋放事故主要是一回路失水事故和主蒸汽管道雙端剪切斷裂事故。本文研究選擇主蒸汽管道雙端剪切破裂作為假想設計基準事故，使用RELAP5 程序建立計算模型，并計算出事故下系統的質能釋放包絡值。

1.1 程序計算模型

RELAP5 程序計算模型主要系統和設備如表1 所示，節點劃分如圖1 所示。此外，模型還包括反應堆停堆、給水隔離和主蒸汽隔離等必要的控制和保護系統動作信號。

上述模型搭建好后經穩態調試，關鍵參數（溫度、壓力、流量和水位等）的變化趨勢與設計名義值的誤差在±0.5% 以內，滿足開展瞬態分析的基本要求。

表 1 RELAP5 程序建模對象Tab.1 Calculation Models of RELAP5 Code

1.2 事故分析假設

對于主蒸汽管道破裂事故，影響質能釋放的重要因素及相關假設如下：

1）反應堆初始功率。由于船用堆通常為無硼設計，與核電廠相比，熱態零功率時不會重返臨界，故事故響應后果并不惡劣。為使質能釋放值趨于包絡，本文僅對100% 功率疊加2% 不確定性的工況開展分析；

2）事故后堆芯衰變熱。參考失水事故分析，保守采用美國核學會標準提供的衰變熱曲線[4]；

3）反應堆停堆信號。主蒸汽管道破裂后，二回路壓力迅速下降，并達到觸發反應堆停堆的整定值；

4）給水隔離信號。主蒸汽管道破裂事故屬于二回路熱輸出增加類工況，一回路冷卻劑溫度達到低整定值后，啟動給水隔離。

1.3 假想事故分析

圖 1 RELAP5 程序系統模型節點圖Fig.1 System node diagram of RELAP5 code

本節使用不同版本的RELAP5 程序對假想事故開展分析，選取計算結果的包絡值（最大值）作為堆艙熱工響應的輸入。其中，質量流量變化趨勢如圖2 所示，事故發生后，在二回路與堆艙壓差的驅動下，主蒸汽迅速釋放進入堆艙，峰值達到300 kg/s 量級，并大量帶走一回路冷卻劑熱量。隨后，二回路低壓力信號觸發反應堆停堆、一回路低溫度信號觸發給水隔離，質量流量開始下降并逐漸趨于平緩，直至初始水裝量耗盡。比焓值變化趨勢如圖3 所示，二回路質量釋放介質主要為飽和蒸汽，釋放期間其比焓值維持在2 500-2 600 kJ/kg 量級，與設計參數對應的飽和汽比焓相當。

2 堆艙熱工響應分析

RELAP5 程序計算得出質能釋放數據后，輸入MELCOR 程序即可開展堆艙熱工響應分析，計算堆艙的壓力和溫度變化趨勢。本文取質能釋放早期階段（0～300 s）的數據作為計算輸入。

2.1 程序計算模型

堆艙系統建模對象如表2 所示，模型節點劃分如圖4 所示。此外，還模擬了噴淋系統和其他非能動熱阱（艙內支撐平臺等）。

圖 2 破口處質量流量變化趨勢Fig.2 Trend of mass flow rate

圖 3 破口處比焓值變化趨勢Fig.3 Trend of specific enthalpy

表 2 MELCOR 程序建模對象Tab.2 Calculation models of MELCOR code

圖 4 MELCOR 程序堆艙模型節點圖Fig.4 Reactor compartment node diagram of MELCOR code

2.2 初始假設條件

計算的初始條件如表3 所示。其中，保守假設初始不可凝氣體含量為100%、噴淋系統于120 s 時啟動。

表 3 堆艙熱工響應分析初始條件Tab.3 Initial conditions of reactor compartment thermal response analysis

2.3 熱工響應分析

主蒸汽管道破裂事故序列如表4 所示。破口處流體進入堆艙后，壓力和溫度隨即迅速上升，并于50-55 s時首次達到峰值。由于能動熱阱（噴淋系統）尚未啟動，此時堆艙內主要依靠大氣空間、抑壓系統和艙內部件吸收熱量。隨后，由于非能動熱阱吸熱能力下降，堆艙壓力和溫度呈現二次上升趨勢，并達到第2 個峰值。噴淋系統啟動后，堆艙熱工響應逐漸趨于穩定，壓力響應趨勢如圖5 所示，溫度響應趨勢如圖6 所示。

表 4 主蒸汽管道破裂事故序列Tab.4 Accident scenarios of main steam line break

3 敏感性研究

對于系統質能釋放，給水系統隔離時機會影響破口處釋放源項的質量和焓值。對于堆艙熱工響應，能動熱阱和非能動熱阱的設計參數將影響壓力和溫度值的變化趨勢。現分別針對上述各要素開展敏感性分析，并與第2.3 節的計算結果作對比，以研究不同參數對堆艙響應2 個峰值的影響。

圖 5 堆艙壓力響應變化趨勢Fig.5 Trend of pressure response

圖 6 堆艙溫度響應變化趨勢Fig.6 Trend of temperature response

3.1 給水系統隔離

分別對給水隔離動作信號延遲5 s 和10 s，由RELAP5 程序計算質能釋放數據，然后輸入MELCOR 程序計算堆艙熱工響應，變化趨勢如圖7 和圖8 所示。

由圖可知，隔離動作延遲后，給水系統將唧送更多水源進入蒸汽發生器，經一回路加熱后，通過破口處釋放進入堆艙。質能釋放源項增加，導致堆艙熱工響應明顯惡化，噴淋系統啟動前，壓力和溫度保持上升趨勢。噴淋系統啟動后，壓力和溫度才開始逐漸下降。

敏感性分析表明，當前給水系統隔離信號的設置滿足設計要求，壓力峰值與設計限值相比裕量超過10%，具有較高的安全水平。分析同時表明，確保控制策略的可靠執行能夠顯著緩解事故，保障核動力裝置在事故下的安全性。

圖 7 堆艙壓力響應變化趨勢Fig.7 Trend of pressure response

圖 8 堆艙溫度響應變化趨勢Fig.8 Trend of temperature response

3.2 堆艙自由容積

分別取50%，80% 和100% 名義值作為堆艙自由容積，得出堆艙熱工響應如圖9 和圖10 所示。堆艙自由容積增大后，艙內大氣空間緩沖質能釋放的能力升高，故第一個壓力峰值明顯降低、時間點明顯延遲。噴淋系統投運后，由于其緩解能力更強，自由容積的影響程度相應降低。

敏感性分析表明，當前堆艙自由容積滿足熱工設計要求，且安全裕量較高，可以分配一定空間用于提高安全系統的容量。

3.3 非能動熱阱

圖 9 堆艙壓力響應變化趨勢Fig.9 Trend of pressure response

圖 10 堆艙溫度響應變化趨勢Fig.10 Trend of temperature response

本文研究對象設計有抑壓系統作為非能動熱阱的手段之一，即在堆艙內設置專用水池，通過抑壓管道將事故釋放的高溫高壓流體導入水池進行冷卻，以抑制堆艙內壓力和溫度的升高。有無抑壓系統的熱工響應對比趨勢如圖11 和圖12 所示。由圖11 可知，設置抑壓系統后，事故后的第1 個壓力峰值明顯降低、時間點延遲，且壓力響應的設計裕量從～5% 顯著提高到了～15%。

結合3.2 節針對堆艙自由容積的敏感性分析可知，作為非能動熱阱，堆艙自由容積和抑壓系統的容量均能夠有效緩解事故?？紤]到抑壓系統能夠提供水源用于緩解事故，在空間足夠可用的情況，改進過程中可以將更多的堆艙自由容積分配給抑壓系統，進一步提高綜合安全性。

3.4 堆艙噴淋系統

堆艙噴淋系統作為能動熱阱的主要手段，其目的在于抑壓早期階段出現的第2 個熱工響應峰值。分別取30 s 和60 s 作為噴淋系統的啟動時機，得出堆艙熱工響應如圖13 和圖14 所示。由圖可知，當前噴淋系統設計能夠有效抑壓事故后堆艙內壓力和溫度的升高，且壓力峰值的設計裕量超過10%。

敏感性分析還表明，提前啟動噴淋系統對于緩解事故的作用并不明顯，當前配置合理可行。

4 結 語

圖 11 堆艙壓力響應變化趨勢Fig.11 Trend of pressure response

圖 12 堆艙溫度響應變化趨勢Fig.12 Trend of temperature response

圖 13 堆艙壓力響應變化趨勢Fig.13 Trend of pressure response

圖 14 堆艙溫度響應變化趨勢Fig.14 Trend of temperature response

1）本文使用RELAP5 和MELCOR 程序聯合建立了完整的核動力裝置熱工水力分析模型，并以主蒸汽管道破裂事故為例，開展了詳細的堆艙系統瞬態分析研究。計算結果表明，當前堆艙系統配置滿足熱工設計要求，且設計裕量超過10%，整體安全水平較高。

2）對于堆艙系統熱工特性研究，本文同時提出了從假想事故始發模擬至堆艙響應趨于穩定的全過程分析方式，該方式可用于協助分析堆艙系統與其他系統的耦合作用。以二回路給水系統隔離為例，敏感性分析表明其整定值對堆艙熱工響應影響較大。合理設立隔離信號并充分保障其可靠性，除了能夠提高安全水平外，還能為總體設計和堆艙系統設計提供靈活度。

3）敏感性分析同時表明，堆艙相關安全系統的容量能夠顯著影響事故后緩解策略的有效性。通過優化堆艙自由容積和抑壓水池容量的分配比，可以進一步提高堆艙系統的可靠性和安全性。