主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

王伟伟，余建辉

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

王伟伟，余建辉

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

大破口失水事故过程中，主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下，主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂，WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析，其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性，需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析，并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明，AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE，现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值，计算结果相对偏于保守。

大破口失水事故；主泵；两相降级；包壳峰值温度

AP1000大破口失水事故发生后，处于两相工况的主泵发生汽蚀，其扬程和转矩发生两相降级。主泵的两相降级特性对喷放阶段堆芯的冷却能力影响很大[1]。主泵特性影响反应堆冷却剂系统(RCS)冷段的流量，进而影响大破口失水事故过程中的包壳峰值温度(PCT)。在CSAU(code scaling, applicability, and uncertainty)专家给出的大破口PIRT(phenomena identification and ranking table)中，主泵的两相降级特性被列为最重要的级别9级[2]。

WCOBRA/TRAC程序是美国西屋公司在NRC指导下通过改进COBRA/TRAC程序所获得的一热工水力分析程序[3]。COBRA/TRAC程序由COBRA-TF程序和TRAC-PD2程序组合而成。其中，COBRA-TF程序采用两流体、三相(蒸汽相、连续液相和夹带液滴相)模型进行压力容器部分的计算。TRAC-PD2程序采用五方程漂移流模型进行气液两相的计算，其一维部件用于除压力容器外其他部分的模拟。TRAC-PD2程序的主要一维部件包括管道(PIPE和TEE)、泵(PUMP)、蒸汽发生器(STGEN)、稳压器(PRIZR)、阀门(VALVE)、安注箱(ACCUM)和边界部件(FILL和BREAK)。

为研究主泵两相降级对大破口失水事故的影响，本文采用大破口分析程序WCOBRA/TRAC对AP1000冷段双端断裂(DEG CL)事故进行计算，并采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据与原有的计算结果进行对比分析。

1 主泵两相降级

主泵扬程和转矩两相降级的描述方法主要有4种[4]：1) SEMISCALE/RELAP泵特性模型，采用扬程和转矩降级乘子来表征泵的两相特性；2) B&W泵特性模型，与SEMISCALE/RELAP模型类似，但采用不同的降级乘子定义方式，其降级乘子的给出存在不确定性；3) 美国国家航空航天局(NASA)特性预测方法，需输入大量详细的流体物性数据，因此不能应用于主泵；4) 西屋等效密度方法，通过等效密度对主泵的单相特性进行修正以获得其两相特性，为西屋大破口分析程序SATAN和小破口分析程序NOTRUMP所采用，但该方法并不基于主泵内基本的流动特性，因此不能通用。

其中，SEMISCALE/RELAP泵特性模型是当今大型商用系统分析程序(如RELAP5、RETRAN、TRACE、CATHARE、ATHLET、MARS等)包括西屋大破口分析程序WCOBRA/TRAC所广泛采用的方法。

两相降级后的扬程和转矩由以下公式给出：

(1)

(2)

式中：H1为单相工况泵的扬程，m；M(α)为扬程降级乘子；H2为两相完全降级工况泵的扬程，即两相工况下泵的最小扬程，m；T1为单相工况泵的转矩，N·m；N(α)为转矩降级乘子；T2为两相完全降级工况泵的转矩，即两相工况下泵的最小转矩，N·m。M(α)和N(α)均是空泡份额α的函数。当主泵内的冷却剂处于单相液或单相气状态，认为主泵扬程和转矩不发生降级，即M(α)=0，N(α)=0。

为支持压水堆的安全分析，迄今为止，国外已建造了若干整体性试验台架[5]，主要包括日本的LSTF/ROSA，法国的BETHSY，美国的SEMISCALE、LOFT、APEX和MIST，意大利的SPES，德国的PKL和韩国的ATLAS。这些整体性试验台架大多提供了其主泵单相工况下扬程和转矩的四象限归一化曲线。但是，除SEMISCALE外，这些试验台架只提供了两相工况下扬程和转矩降级的有限数据。SEMISCALE的主泵是迄今为止唯一能提供单相和两相工况下完整四象限归一化曲线的泵。由于核电厂主泵两相数据通常无法获得，SEMISCALE主泵的全套数据被广泛应用于核电厂主泵两相特性的预测，如韩国Kori核电厂3/4号机组和YGN核电厂3/4号机组[4]。SEMISCALE的主泵数据在RELAP的早期版本如RELAP4中即开始内置使用，并为后来的RETRAN-02、RELAP5、RELAP5-3D、TRACE和MARS等所采用。

对于AP1000主泵，没有其两相工况下扬程和转矩的数据。对于WCOBRA/TRAC中主泵两相工况的处理，西屋公司采用20世纪70年代W93A主泵的两相试验数据对AP1000的单相归一化曲线进行折算来获得两相工况下的归一化曲线[6]。

此外，意大利Ansaldo Nucleare公司在建立AP1000的RELAP5数据集时指出：由于AP1000主泵属于混流泵(300<比转速ns<500)，相较于SEMISCALE的离心泵(30<比转速ns<300)数据，AP1000主泵两相工况的模拟采用EPRI/CE主泵(接近混流泵)的两相试验数据更为合适[7]。比转速由下式[8]计算：

(3)

式中：n为主泵额定转速，r/min；Q为主泵额定体积流量，m3/s；H为主泵额定扬程，m。

泵参数对比列于表1。

表1 泵参数对比Table 1 Comparison of pump parameter

由表1可看出，W93A主泵的比转速要低于AP1000主泵的比转速，但由于其比转速差别不大且同属于混流泵，因此西屋公司认为将其应用于AP1000大破口失水事故的分析计算是合适的。另外，W93A被西屋公司广泛应用于比转速范围为353.4～494.8 r/min·(m3/s)0.5/m0.75(对应英制比转速5 000～7 000 r/min·gpm0.5/ft0.75)的压水堆主泵两相降级的分析计算。本文采用WCOBRA/TRAC，进行了AP1000主泵两相降级的敏感性分析。将原有的W93A主泵两相扬程和转矩数据分别替换为SEMISCALE和EPRI/CE的两相数据，并针对AP1000冷段双端断裂事故进行对比分析。

2 计算结果分析

2.1 计算工况的选取

本文针对AP1000满功率条件下非稳压器侧冷段双端断裂事故进行分析。首先进行50 s的稳态计算。待稳态收敛后，引入冷段双端断裂事故。事故发生的同时反应堆因空泡效应而停堆，不考虑控制棒引入的反应性，蒸汽发生器二次侧隔离给水和蒸汽。事故后2.2 s，安全壳高2压力触发“S”信号。假设厂外电源可用，事故发生后9.5 s，4台主泵开始失电惰转。

2.2 两相降级参数输入

AP1000主泵具有防倒转特性，其运行存在两种模式：

1) 泵正转、流量为正，正常泵，对应扬程曲线HAN和HVN，转矩曲线BAN和BVN。

2) 泵正转、流量为负，能量耗散，对应扬程曲线HAD和HVD，转矩曲线BAD和BVD。

根据文献[7]和[10]，SEMISCALE和EPRI/CE主泵扬程两相差额H1-H2如图1a所示。横坐标为α/v或v/α，纵坐标为Δh/α2或Δh/v2。其中，转速比α=ϖ/ϖR，流量比v=Q/QR，扬程比h=H/HR，下标R代表额定值。由于EPRI/CE主泵未进行泵正转、流量为负(运行模式②)的试验，扬程曲线HAD和HVD不考虑两相降级，纵坐标为0。SEMISCALE和EPRI/CE主泵转矩两相差额T1-T2如图1b所示。横坐标为α/v或v/α，纵坐标为Δβ/α2或Δβ/v2。转矩比β=Thy/TR，下标hy代表水力转矩。同样，EPRI/CE主泵转矩曲线BAD和BVD不考虑两相降级，纵坐标为0。主泵的M(α)和N(α)与α的关系如图2所示。由图2可看出，SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级试验所获得的试验结果，尤其是T1-T2和N(α)存在较大差别。

图1 泵扬程和转矩两相差额输入Fig.1 Two-phase difference inputs of pump head and torque

图2 泵扬程和转矩降级乘子Fig.2 Degradation multipliers of pump head and torque

2.3 结果分析

采用SEMISCALE和EPRI/CE试验所获得的主泵两相降级数据对WCOBRA/TRAC输入卡中原有的W93A数据分别进行替换。替换数据包括主泵两相完全降级工况下的H2和T2、M(α)和N(α)。

事故发生后压力容器下降段和上腔室压力的对比如图3所示。由图3可看出，泵两相降级特性的改变对下降段和上腔室压力的变化影响不大。

泵侧破口流量和RPV侧破口流量如图4所示。冷段双端断裂之后，泵侧和RPV侧破口流量迅速上升至峰值流量，随后由于系统压力的下降和单相到两相临界流的转换，喷放流量呈现逐渐下降的趋势。对于泵侧破口流量，W93A的计算结果在约59 s后出现的振荡可能由数值计算的不稳定引起。SEMISCALE和EPRI/CE的计算结果较为平缓。总体看来，主泵两相降级特性对泵和RPV侧破口流量的影响不大。

图5a示出了完整环路单根完整冷段流量的对比。冷段断裂之后的初始阶段，流入RPV的流量迅速降低，RPV流动阻力的减小导致完整冷段的流量迅速上升至最大值。随后伴随主泵的惰转，完整冷段流量呈下滑的趋势。与W93A的计算结果相比，SEMISCALE和EPRI/CE计算获得的冷段流量更高且两者的计算结果基本重合。另外，完整环路另一根完整冷段和破损环路完整冷段的流量也获得了类似的结果。

图3 下降段和上腔室压力对比Fig.3 Comparison of pressures in down comer and upper plenum

图4 泵和RPV侧破口流量对比Fig.4 Comparison of break flow for pump and RPV sides

图5 完整冷段、安注箱和堆芯流量对比Fig.5 Comparison of flow for intact cold leg, ACC and core

图5b示出了ACC流量的对比。可看出，主泵两相降级特性对ACC流量基本无影响。

与图5a完整冷段的流量相对应，图5c示出了堆芯流量的对比。在大破口喷放阶段，相较于W93A所获得的堆芯流量，SEMISCALE和EPRI/CE所获得的堆芯流量明显处于较高的水平，这有利于堆芯的冷却。由破口流量(RPV侧和泵侧)和ACC流量差别不大可知，这主要由完整冷段流量的差别所引起。

由于SEMISCALE和EPRI/CE所获得的更高的堆芯流量，堆芯冷却更为充分，这将导致相对较低的PCT最大值，如图6所示。W93A、SEMISCALE和EPRI/CE两相降级数据所获得的PCT的最大值分别为935.5、907.6和890.0 ℃。结果对比显示，主泵两相降级特性对PCT的影响很大。现有W93A主泵两相降级数据可获得相对保守的堆芯流量和PCT最大值。

图6 PCT对比Fig.6 Comparison of PCT

3 结论

本文采用WCOBRA/TRAC对AP1000冷段双端断裂事故进行计算分析，通过修改主泵两相降级输入参数研究其对反应堆安全特性的影响。计算结果表明，主泵两相降级特性对RCS压力、破口流量和ACC流量等参数影响不大，但直接影响了通过完整冷段的流量和堆芯冷却流量，并进而影响燃料棒PCT最大值。与现有的W93A相比，SEMISCALE和EPRI/CE将获得相对较高的完整冷段流量和相对较低的PCT峰值。换言之，现有的W93A两相降级数据的计算结果偏于保守，可用于AP1000大破口失水事故分析。

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Research on Effect of Main Coolant Pump Two-phase Degradation on Large Break LOCA

WANG Wei-wei, YU Jian-hui

(ShanghaiNuclearEngineeringResearch&DesignInstitute,Shanghai200233,China)

During the large break LOCA process, the working range of main coolant pump covers single liquid, liquid-vapor two-phase and single vapor conditions. Under the two-phase condition, the head and torque of main coolant pump degrade. For the AP1000, WCOBRA/TRAC was applied to analyze the large break LOCA and pump two-phase degradation data came from Westinghouse W93A pump. In order to simulate the thermal-hydraulic characteristics of AP1000 main coolant pump during large break LOCA correctly, the research on the pump two-phase degradation behavior was needed. In this paper, pump two-phase degradation data of SEMISCALE and EPRI/CE were applied to the analysis of cold leg double ended guillotine accident for AP1000, and the results were compared with that of W93A pump. The results show that pump two-phase degradation characteristics of AP1000 have little influence on reactor coolant system pressure, break flow and accumulator flow. Compared to two-phase degradation data of SEMISCALE and EPRI/CE, current W93A results result in a lower core cooling flow and a higher maximum peak cladding temperature, and thus proves that the results obtained by W93A data are more conservative.

large break LOCA; main coolant pump; two-phase degradation; peak cladding temperature

2014-06-10;

2014-07-11

王伟伟(1985—)，男，山东平度人，工程师，博士，核科学与技术专业

TL33

A

1000-6931(2015)10-1798-06

10.7538/yzk.2015.49.10.1798