壓力容器保溫層入口條件變化及其對IVR傳熱裕度的影響研究

張 琨，史國寶，曹克美，王佳赟，蘆 葦，郭 寧

(上海核工程研究設計院有限公司，上海 200233)

熔融物堆內滯留(IVR)是非能動核電廠的關鍵嚴重事故緩解策略之一。該策略在假想嚴重事故工況下，通過壓力容器與保溫層之間流道內的水對壓力容器內的熔融物進行充分有效的冷卻，將堆芯熔融物滯留在壓力容器內，從而保證壓力容器的完整性，防止多數可能威脅安全殼完整性的堆外現象的發生。

IVR成功的熱工準則為熔融物向壓力容器壁面傳遞的熱流密度小于壓力容器下封頭外壁面臨界熱流密度(CHF)。因此，熔融物衰變熱與CHF均為IVR有效性評價中的關鍵因素[1]，需要分別開展壓力容器內的熔池結構傳熱研究以及壓力容器外的CHF研究。

壓力容器下封頭內形成穩定熔池時(對應下封頭蒸干時刻)，壓力容器保溫層流道入口流體條件(包括過冷度、壓力等)對CHF有重要影響。根據已有的試驗結果[2-5]，過冷度越大(入口水溫越低)，則CHF結果越大；已有的部分試驗結果表明入口壓力升高對于提高CHF結果是有利因素。

然而，目前已有的大部分試驗主要假設不同的入口過冷度開展CHF的敏感性試驗，未對入口過冷度的取值進行詳細論證。同時，壓力容器下封頭內形成穩定熔池時刻熔融物的衰變熱也是影響IVR有效性的重要因素，衰變熱越大，則熔池向壓力容器壁面傳遞的熱流密度越大，對IVR有效性挑戰也越大。是否存在熔融物衰變熱較高同時入口過冷度又較小的保守事故工況需要開展進一步研究。另外，在穩定熔池形成后，盡管熔融物衰變熱隨時間降低，但入口過冷度也逐漸減小，是否存在更為危險的時刻也需要開展研究。

本文以大型非能動核電廠為研究對象，介紹壓力容器保溫層入口水過冷度對CHF影響的敏感性試驗結果，在此基礎上分析典型嚴重事故工況下，壓力容器下封頭內形成穩定熔池時及以后堆腔水的過冷度以及熔融物衰變熱，研究兩者之間的對應關系和規律，為IVR有效性分析提供依據。

1 CHF試驗

1.1 試驗臺架介紹

IVR-ERVC全尺寸壓力容器下封頭外壁臨界熱流密度和流道流動試驗(以下簡稱ERVC試驗)的研究目標為：在全高度試驗裝置上，進行反應堆下封頭外壁臨界熱流密度的試驗，掌握反應堆壓力容器外部冷卻(ERVC)自然循環流動、沸騰傳熱特性，驗證工程影響因素對CHF的影響機理，在此基礎上，通過優化設計，獲取相應CHF工程數據，為IVR有效性評價及相關安全審評提供支持。

ERVC試驗臺架的設計特點如下所示。

(1)針對反應堆壓力容器、保溫層、堆腔，以及實施IVR-ERVC時堆腔淹沒途徑的結構與參數，按高度方向1∶1切片形式，橫向重要截面1∶100比例進行試驗裝置設計；

(2)關鍵的壓力容器下封頭—保溫層流道在形狀上完全模擬原型流道形式或可能的變形設計形式，而且自然循環流動回路阻力與原型保持一致；

(3)加熱段采用銅塊加壓力容器下封頭壁面原型材料的爆炸焊接方式加工而成，可模擬原型材料加熱表面；

(4)加熱段沿流道熱流密度分布可調節，以模擬各種實際可能的壓力容器下封頭外壁熱流密度分布工況；

(5)壓力容器下封頭—保溫層流道進水與排汽組件完全參照原型設計，同時流通面積設計為可調整；

(6)借助于輔助與支持系統，試驗裝置還可模擬不同幾何形狀的ERVC加熱流道、不同入口水溫、不同水質與水化學條件、不同加熱壁表面粗糙度與表面老化狀況等。

概括而言，整個試驗設施平臺由以下幾部分組成：

(1)主裝置回路系統，包括試驗本體、下水箱及其內部流道部件、上升管、上水箱及其內部的排汽組件、下降水管、入口水室、入口水管等(見圖1)；

圖1 ERVC試驗臺架Fig.1 ERVC experiment facility

(2)輔助系統，包括冷凝與冷卻系統、水化學調節系統、供水與預熱系統、回路清洗系統等；

(3)支持系統，包括循環冷卻系統、造水系統、廢水處理系統、試驗段準備系統等；

(4)測控系統(測量、數據采集與控制系統)；

(5)電氣系統(大功率電源)等。

1.2 試驗工況設置

入口過冷度敏感性試驗工況設置如下：

(1)試驗裝置自由界面處為常壓；

(2)入口水溫分別取75 ℃、80 ℃、85 ℃、90 ℃、100 ℃；

(3)試驗段表面為原型材料，長期在去離子水條件下沸騰運行并洗滌；

(4)以試驗加熱段最低點為0°，CHF測點包括27°、42°、57°、72°、81°、87°；

(5)試驗工質：去離子水；

(6)試驗流道幾何尺寸：與原型設計一致；

(7)試驗段底部至自由液面垂直距離為8 m。

1.3 試驗結果分析

為更好反映入口過冷度敏感性試驗結果的差異，以入口水溫100 ℃工況下最低傾角(27°)處CHF結果為基準，定義q′CHF如下：

(1)

即基準點的q′CHF值為1。各試驗工況q′CHF結果如圖2所示。在同一入口水溫條件下，CHF值隨角度增大而基本呈增大的趨勢。

圖2 CHF試驗結果Fig.2 CHF experiment results

從圖2中可以看出，隨著保溫層入口水溫降低(過冷度增大)，同一角度對應的CHF值呈增大趨勢，表明提高入口過冷度有利于提高CHF值。

另外，在較低角度處(27°～42°)，入口過冷度的CHF增強作用較顯著；中間角度處(57°～72°)入口過冷度的CHF增強作用減小；在較高角度處(81°～87°)，入口過冷度的CHF增強作用已較小。究其原因，在較低角度處，過冷水直接接觸加熱表面，對于CHF影響較顯著，而在中高角度處，由于流體已經過上游試驗段加熱，溫度有一定上升，故入口過冷度對于CHF的影響減小。

2 形成穩定熔池時的流體條件分析

基于CHF試驗結果，對壓力容器下封頭形成穩定熔池時的保溫層入口過冷度進行計算分析，為IVR分析評價時選取CHF結果提供依據。

2.1 分析思路

在IVR措施實施過程中，堆腔內水的來源包括安全殼內置換料水箱(IRWST)以及反應堆冷卻劑系統(RCS)、堆芯補水箱(CMT)、安注箱內的水等，其中最主要的來源為IRWST，由操縱員在堆芯出口溫度達到650 ℃時手動打開堆腔淹沒管線，將IRWST內的水注入堆腔。對于IVR條件下堆腔內水的過冷度，主要有以下幾種情況。

(1)IRWST重力注射失效，而且非能動余熱排出系統(PRHR)失效。在這種情況下，IRWST內的過冷水通過堆腔淹沒管線注入堆腔，并與堆腔內已有的水混合，使堆腔內水溫較低，過冷度較高。該種情況的典型工況包括：事故類別3BE(反應堆冷卻劑充分降壓但重力注射失效)以及事故類別6ES(蒸汽發生器傳熱管破裂始發事件導致的堆芯損傷序列)。

(2)IRWST重力注射失效，同時PRHR有效。在這種情況下，IRWST內的水在事故前期受到PRHR的加熱，導致在操縱員實施堆腔淹沒操作時，注入堆腔內的水溫度較高，過冷度較低。該種情況的典型工況包括：事故類別1AP(RCS部分降壓失效從而阻止IRWST重力注射的事故序列，假設操縱員手動開啟ADS閥門進行RCS降壓)。

(3)IRWST重力注射有效，但由于再循環失效，堆芯在事故后期發生裸露和熔化。在這種情況下，事故瞬態進程中IRWST中的水已用于對事故進行一定的緩解，在堆芯內已得到充分加熱，通過RCS破口流入堆腔，或通過自動卸壓系統(ADS)第4級閥門釋放到安全殼空間，使堆腔內的水溫較高，過冷度較低。該種情況的典型工況包括：事故類別3BL(RCS充分降壓，IRWST重力注射有效，但長期再循環失效)。

2.2 分析方法

采用MELCOR程序開展計算分析，該程序為一體化程序，主要用于進行輕水反應堆事故進程分析[6]。MELCOR程序的控制體建模方式和物理模型除廣泛用于常規壓水堆核電廠分析外，也可以靈活模擬非能動核電廠的各種安全系統，包括堆芯補水箱、安注箱、安全殼內置換料水箱重力注射等。另外，MELCOR程序還包括液膜跟蹤模型，可以有效模擬非能動安全殼冷卻系統(PCS)的運行。

MELCOR程序核電廠模型的RCS部分主要包括壓力容器、兩臺蒸汽發生器、穩壓器、穩壓器波動管、4臺主冷卻劑泵、4條冷管段、兩條熱管段。二回路系統包括主給水系統、啟動給水系統、主蒸汽隔離閥、蒸汽發生器安全閥、汽輪機等。

堆芯及下腔室在軸向上分成15個節點，其中下腔室占3個節點；徑向共分成7環；壓力容器下封頭沿軸向劃分為11個溫度節點。

專設安全設施模型包括兩臺CMT、兩臺安注箱(ACC)、兩條IRWST重力注射管線、兩條再循環管線、兩條堆腔淹沒管線、ADS第1級至第4級閥門、PRHR、PCS系統等。

安全殼模型對SG隔間、CMT隔間、堆腔、IRWST、上部隔間、非能動堆芯冷卻系統(PXS)隔間、化容系統(CVS)隔間和PCS穹頂進行了詳細模擬。

2.3 分析結果

計算得到各事故序列中壓力容器下封頭形成穩定熔池時刻的堆腔入口過冷度及熔融物衰變熱如表1所示。圖3給出了各事故序列在壓力容器內水蒸干時刻及其后續事故進程中的保溫層入口過冷度與堆芯衰變熱的關系。其中堆腔入口飽和水溫度是根據安全殼壓力直接計算得到，未考慮水壓，在安全殼水淹條件下保溫層入口的飽和溫度應比上述飽和溫度高10 K左右。

表1 堆芯衰變熱份額及堆腔過冷度Table 1 Decay heat fraction and subcooling degree of reactor cavity inlet fluid

圖3 入口過冷度與堆芯衰變熱的關系Fig.3 Inlet subcooling degree vs decay heat

從計算結果可以看出，壓力容器內水蒸干時刻堆腔水過冷度較高的工況是3BE和6ES，但此時堆芯衰變熱相對于其他事故序列也較大。

1AP和3BL的壓力容器內水蒸干時刻堆腔水過冷度較低，但同時堆芯衰變熱也較小。

圖3中左下角的空白區域表明IVR過程中不可能出現堆芯衰變熱很高，同時入口過冷度很低的工況。對于入口過冷度較高的工況，可保守選取入口水溫75 ℃的CHF試驗結果，對于入口過冷度較低的工況，可保守選取入口水溫100 ℃的CHF試驗結果進行IVR有效性分析評價。

3 形成穩定熔池后的傳熱裕度分析

對于3BL、1AP這類形成穩定熔池時堆腔水已接近飽和的工況，隨后續事故進程發展，入口水溫保持不變，故CHF值仍取入口水溫100 ℃的試驗結果。同時熔融物衰變熱逐漸減小，因此，在形成穩定熔池時q/qCHF最大。

對于3BE、6ES這類形成穩定熔池時堆腔水存在較高過冷度的工況，隨著事故進程發展，熔融物衰變熱不斷減小，而過冷度同樣逐漸減小(見圖3)，CHF值隨之降低。需要分析q/qCHF隨時間的變化趨勢，以確定形成穩定熔池時刻以后是否存在更大的q/qCHF值。與6ES事故類別相比，3BE事故類別形成穩定熔池時的熔融物衰變熱大得多，而堆腔入口過冷度相對差異不大(見表1)，因此選取3BE事故類別為例，保守考慮如下：

(1)選取形成穩定熔池時刻衰變熱最大的ADS第4級閥門誤開事故序列，分析形成穩定熔池時刻至堆腔水飽和這段時間內q和qCHF的關系(堆腔水飽和后CHF值不變，而衰變熱繼續降低，不會出現更危險的時刻)；

(2)假設為兩層熔池結構;

(3)形成穩定熔池時刻堆腔水溫保守取75 ℃，假設過冷度在堆腔水飽和前隨時間線性遞減， CHF值將同步減小(見圖2)，因此根據堆腔入口水溫80 ℃、85 ℃、90 ℃等的CHF試驗結果確定qCHF曲線。

表2給出了壓力容器下封頭壁面熱流最大處(約82°)側壁的q/qCHF隨時間的變化。結果表明整個過程中形成穩定熔池時刻是最危險的，可針對該時刻進行IVR有效性分析評價。

表2 形成穩定熔池后的傳熱裕度分析結果Table 2 Analysis results of heat transfer margin after formed stable corium pool

形成穩定熔池后q/qCHF的上升與保溫層入口水溫升高及隨之而來的CHF值減小直接相關，而入口水溫的上升速率取決于注入堆腔的過冷水(主要來自IRWST)的量。大型非能動核電廠設計的堆腔注水源水量較多，則壓力容器壁面向外傳熱過程中堆腔水溫上升較慢，達到飽和的時間較晚，CHF值減小較緩慢，q/qCHF不會超過形成穩定熔池時刻的數值。然而，如果堆腔水量較少，堆腔水溫將迅速上升，CHF減小的速率可能顯著超過衰變熱減小速率，則q/qCHF將快速增大，可能超過形成穩定熔池時的數值，需要進一步評估形成穩定熔池后的IVR有效性。

4 結論

本文介紹了入口過冷度對于壓力容器外壁面CHF的敏感性試驗結果，并選取典型的嚴重事故序列，采用MELCOR程序計算分析了壓力容器下封頭內形成穩定熔池時刻及以后的保溫層入口過冷度，研究了其與熔融物衰變熱的關系。相關研究結論如下所示。

(1)壓力容器保溫層入口水的過冷度越大，壓力容器外壁面CHF越高，入口過冷度對于提高CHF是有利因素。

(2)入口過冷度對于CHF的作用在較低角度處比較顯著，隨著角度增大，其作用越來越小。

(3)在壓力容器下封頭內形成穩定熔池時刻，入口過冷度較大工況的熔融物衰變熱較高，而入口過冷度較小工況的熔融物衰變熱較低，不會出現入口過冷度小同時熔融物衰變熱高的情況。

(4)壓力容器下封頭內形成穩定熔池后，q/qCHF隨時間的變化趨勢與堆腔水量相關，在水量較大的情況下，q/qCHF不會超過形成穩定熔池時刻的值，形成穩定熔池時刻可作為IVR分析評價的包絡狀態。