BETHSY综合实验台架LOCA工况模拟计算研究

陈 伟 鲍 辉 吴 清 杜 鹏 吴增辉

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都610213）

在压水堆核电厂的设计中，失水事故（LOCA）是设计方和安全监管部门关注的重点。由于LOCA事故瞬态过程剧烈、现象复杂、后果严重，难以在真实反应堆上开展实验验证，往往需要建设缩比实验台架来开展相应的实验研究，并对设计使用的分析程序进行验证，最终基于分析程序的模拟计算，来证明实堆在事故下的安全性。

华龙一号是中国核工业集团开发的、具备能动与非能动相结合安全设计特征的三代核电技术。对于LOCA事故的应对，由于安注泵设计扬程的降低，为确保安注水在事故下的有效注入，采取二回路大气释放阀的开启（快速冷却）功能来实现一回路的快速降压。

本文针对华龙一号快速冷却功能设计这一背景，选取能有效表征这一瞬态过程的BETHSY台架9.1b实验工况，基于自主化程序ARSAC开展模拟分析，研究ARSAC程序对该事故现象模拟的合理性。

1 BETHSY台架介绍

BETHSY是法国搭建的用于研究3环路900 MWe压水堆安全特性的综合实验台架。与原型反应堆相比，BETHSY台架对每个控制体积、质量流量和功率的总体模拟比例因子约为1/100；而为了保证重力压头一致，高度按1/1比例模拟。堆芯功率限制在名义值的10%，即用428根总功率3MW的加热棒来组成堆芯。实验台架的设计工况覆盖整个主回路压力（0.1~17.2 MPa）、二回路压力（0.1~8 MPa）和相应的流体温度。堆芯电加热棒的温度可达1 000℃，为了研究冷却系统受损条件下的恢复过程，装置结构体（压力容器和管道）设计成可耐高温、高压（600℃，10 MPa以下）。

BETHSY实验装置包括主回路系统、二回路系统以及相关安全辅助系统。其中，主回路系统有压力容器和三个独立环路，压力容器内包含电加热棒和一个外部下降段，每个环路设有主泵和U形管蒸汽发生器（SG）。安全系统包括高低压安注、安注箱、辅助给水系统和蒸汽释放阀等。整个主回路系统和蒸汽发生器设有再热器补偿热损失。图1给出了BETHSY实验装置一回路系统布置示意图。

图1 BETHSY实验装置一回路系统布置图

2 9.1b实验工况

9.1b实验工况研究在1#环路冷管段发生尺寸为5.08 cm的破口事故时，高压安注系统失效并且二回路降压操作延迟的情形。由于堆芯温度不断上升，当最热加热棒达到450℃时，大气释放阀全开使一、二回路快速降压。当一回路压力降至4.2 MPa时，安注箱开始触发，向主回路注入大量安注水，直到压力低于1.46 MPa。当压力低于0.91 Mpa时，低压安注系统触发。当余热排出系统投入并稳定运行时，实验瞬态结束。

实验中为了模拟燃料棒余热，堆芯功率由预先计算的时间演变控制。当紧急停堆后，延迟17 s后，堆芯余热开始衰减。为了代表反应堆主泵惰转，BETHSY台架根据预先计算的转速随时间的变化来控制主泵，在实验中，主泵在安注信号触发300 s后停运。

表1给出了9.1b实验工况的主要事件进程，其中第2 567 s大气释放阀全开，能够近似表征华龙一号在LOCA事故下的“快速冷却”功能，此时的关键现象为热管段和SG传热管处的冷凝回流及回流流动极限现象（CCFL）。

表1 BETHSY台架9.1b实验工况主要事件序列

3 ARSAC程序及模型

ARSAC是由中国核动力研究设计院自主开发的用于压水堆热工水力响应特性分析的系统程序。ARSAC程序以汽液两相非均匀流和非平衡态流体动力学模型为基础，可求解含不可凝气体非均衡热力状态汽液两相流传热问题。该程序中建立了大量通用部件模型和特殊过程模型，用于构造简单或各种复杂的系统回路，具备压水堆稳态工况、正常运行瞬态工况、非失水的事故工况和失水事故工况分析能力。

根据BETHSY实验台架的结构参数建立ARSAC程序的分析模型。模型包括一、二回路的主要部件，也包括主要的安全系统部件。一回路部件包含压力容器、蒸汽发生器、冷管道、热管道、主泵、稳压器；二回路部件包含蒸汽发生器二次侧，汽水分离器、干燥器、给水管道等。其中，压力容器内部件主要包含压力容器进口部分、上腔室旁流、下降段、压力容器底部、下腔室、堆芯进口部分、堆芯、堆芯旁流、堆芯出口、上腔室、导向管、上封头等。

在进行瞬态分析前先进行系统的稳态调试以模拟实验开始前BETHSY台架的稳态运行状态。表2给出了ARSAC计算得到的稳态结果与实验测得的主要热工水力参数值的对比，二者符合很好，说明ARSAC程序建立的模型具备模拟BETHSY台架的能力。

表2 ARSAC模型稳态计算结果与实验结果的对比

4 9.1b实验工况模拟分析

对于BETHSY台架9.1b实验工况进行模拟计算的目的是评估系统程序是否能够合理模拟中破口失水事故各种现象的能力，包括：系统卸压、环路水封、CCFL、堆芯裸露、燃料棒温度等。对于关键的CCFL现象，采用以下关系式形式进行模拟：

式中，Hg为无量纲汽相通量；Hf为无量纲液相通量；C为汽相截距；m为斜率。

在瞬态计算分析中，模拟了1号环路冷管段上5.08 cm的破口，堆芯余热、主泵停运及转速、各种系统的动作逻辑、给水流量等根据实验实际情况进行假设。下面针对中LOCA事故相关的重要参数变化，进行实验结果和程序计算结果的对比分析。

4.1 一、二回路压力

图2和图3为一、二回路压力变化趋势的对比结果，破口打开后一回路快速卸压，由于堆芯热量导出受限，一、二回路压力稳定在7.0 MPa，随后由于大气释放阀全开，一回路压力跟随二回路快速下降。可以看到二者趋势基本一致，模拟效果较好。

图2 一回路压力变化对比

图3 二回路压力变化对比

4.2 破口质量流量

图4为破口流量的对比结果，破口流量主要受限于一回路冷却剂状态和一回路的压力，可以看出二者在时间进程上有稍微的差异，但流量变化趋势和变化幅度基本一致。

图4 破口流量变化对比

4.3 压力容器液位

图5为压力容器液位的对比结果，该参数表征事故后一回路的水装量，并直接影响燃料包壳温度。CCFL现象直接影响冷凝回流量，进而影响压力容器内的水装量，图中可以看到，大气释放阀全开后直至压力容器出现最低液位，这期间的参数符合较好。

图5 压力容器液位变化对比

4.4 燃料棒包壳温度

图6是燃料包壳温度的对比结果，可以看到计算结果得到的温度峰值时间与实验值一致，且高于实验值，表明了模拟结果的保守性。

5 结论

本文基于自主化程序ARSAC针对BETHSY台架的9.1b实验工况（中破口实验）开展了模拟计算分析，主要结论如下：

（1）ARSAC程序能够有效模拟压水堆的中LOCA事故，模拟结果与实验结果符合性较好；

（2）ARSAC程序较好模拟了大气释放阀“快速冷却”功能在中LOCA事故中的效果；

（3）模拟计算得到的燃料包壳峰值温度相对于实验结果具备明显的保守性。