先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

余健明,曹学武

(上海交通大学机械与动力工程学院,上海200240)

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

余健明,曹学武

(上海交通大学机械与动力工程学院,上海200240)

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统 (RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBLOCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。

先进非能动核电厂;DEDVI;液滴夹带

西屋公司设计的先进非能动核电厂在安全设计中广泛采用非能动安全设计理念,采用非能动系统取代传统二代压水堆中的相应安全设施,系统大为简化。先进非能动核电厂设计了非能动堆芯冷却系统(PXS)来缓解事故情况下的堆芯应急冷却,为了验证先进非能动核电厂的设计可靠性,开展了一系列实验研究,其中整体效应实验包括全压全高度的ROSA/AP600[1]和 SPES-2[2]、低压的 OSU/APEX[3]以及针对AP1000非能动堆芯冷却系特定修改的APEX-1000[4]等,单项效应实验包括CMT试验、ADS试验和非能动余热排出(PRHR)热交换器试验[5]等。通过这些实验为计算机程序的验证提供大量的实验数据。

同时,国内学者研究了非能动余热排出系统的冷却能力以及加热系统的周期性不稳定现象[6-8]。国外学者Fletcher等[5]使用RELAP5/MOD3.2程序对AP600核电厂SBLOCA事故进行了分析研究,这个研究是美国核管会对AP600设计进行认证的一部分。WRIGHT[4]利用1/4压力、1/4高度模化AP1000的APEX-1000试验装置上模拟了4种不同破口尺寸和破口位置的SBLOCA事故谱,重点关注了关键的热工水力现象和非能动安全相关系统的性能和相互影响,结果证明AP1000的非能动安全相关系统能持续带出堆芯衰变热,所有工况堆芯始终未发生裸露。

设计基准事故分析中的SBLOCA涉及PXS的所有非能动部件,事故中的现象复杂,对非能动系统的挑战较大。而在直接安注管双端断裂(DEDVI)事故中只有一半的应急冷却水有效地注入反应堆压力容器,使直接安注管双端断裂事故是长期冷却的极限破口事故[9]。先进非能动电厂SBLOCA PIRT中,冷段与压力平衡管、热段与PRHR入口管T型管的相分离是高排位现象[5],其中液滴夹带对其影响较大。因此,本文利用机理程序建立先进非能动核电厂的模型,分析SBLOCA中的直接安注管双端断裂事故进程,研究PXS系统对直接安注管双端断裂事故的响应和热工水力行为,并对SBLOCA现象识别和排序表中影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。

1 分析模型的建立

1.1 先进非能动核电厂模型

本文采用Relap5/Mod 3.4程序建立先进非能动核电厂的模型,主要模拟了反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施(见图1)。

RCS系统主要模拟了堆芯、压力容器、稳压器、主泵、蒸汽发生器和反应堆冷却剂系统管道。压力容器按照各主要流道和容积进行节点划分,包括了压力容器上腔室的旁通流道、压力容器的冷却剂下降段、压力容器下腔室空间、堆芯活性区、堆芯上腔室、堆芯的控制棒管束流道、压力容器上封头等。

二回路系统主要包括主给水系统、启动给水系统和主蒸汽系统。主蒸汽系统主要有蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、大气释放阀、主蒸汽安全阀组成。

专设安全设施中的非能动堆芯冷却系统主要模拟了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、2个堆芯补水箱(CMT)、2个安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)、安全壳内置换料水箱(IRWST)及相关管线。

1.2 先进非能动核电厂直接安注管双端断裂事故假设

本文模拟了先进非能动核电厂在进入下降环腔的管嘴处发生的直接安注管双端断裂事故。事故分析模型使用的主要假设包括:

(1)核电厂在事故发生前运行在102%额定功率的水平上,事故后衰变热考虑＋20%的不确定性;

(2)初始反应堆冷却剂冷热段平均温度比名义值高4.44℃;

(3)稳压器压力比名义值高0.345 MPa;

(4)安全壳背压为0.101 MPa(a);

(5)蒸汽发生器堵管份额0%;

图1 先进非能动核电厂模型节点划分Fig.1 Nodalization for advanced passive PWR

(6)CMT、ACC、IRWST 的 初 始 水 温为49℃;

(7)ACC的初始压力为4.93 MPa(a);

(8)事故发生后,稳压器压力降至低于12.41 MPa(a)时产生反应堆停堆信号;

(9)稳压器压力降至低于11.72 MPa(a)时,触发“S”信号,自动打开CMT和PRHR注射管线的隔离阀;

(10)“S”信号2 s后主给水隔离阀逐渐关闭,“S”信号6 s后反应堆冷却剂泵停运;

(11)破损环路的非能动安全注射系统(由一个ACC,一个CMT和一条IRWST注射管线组成)的注射流量全部从直接安注管一侧的破口流出。

(12)假设第4级ADS 4个阀门中不与稳压器相连的其中1个因故障无法开启,其余3个正常工作。

2 计算结果与分析

2.1 先进非能动核电厂直接安注管双端断裂事故进程

表1列出了直接安注管双端断裂事故进程关键事件序列,并与西屋公司开发的用于小破口失水事故分析的NOTRUMP程序的结果对比。

表1 直接安注管双端断裂事故序列Table 1 DEDVI sequence of events

对于使用非均相流模型的基准工况,破口发生在0 s,有破口的一列直接安注管上的ACC和该侧压力容器下降段通过破口向安全壳喷放,压力容器一侧的破口当量直径为10.16 cm,RCS因此快速降压(见图2),从而触发停堆信号,在18.2 s产生“S”信号。在“S”信号的控制下,CMT和PRHR注射管线上的隔离阀开始开启。“S”信号产生后延迟2 s主给水隔离阀关闭,延迟6 s主泵开始惰转。CMT隔离阀的开启使破损环路的CMT通过直接安注管破口直接向安全壳喷放,完好环路CMT开始向堆芯注入。

图2 RCS压力Fig.2 RCS pressure

由于破损环路的CMT直接连接在双端断裂的直接安注管上,所以在事故发生后的很短时间内堆芯补水箱的水排空(见图3),当破损环路的CMT水位在181.7 s降低到第1级ADS阀门开启整定值(CMT67.5%低水位)后,第1级ADS阀门延迟20 s被触发动作,一回路冷却剂从稳压器顶部的ADS管路,通过鼓泡器向IRWST内排放。第2、3级ADS系统也在前1级ADS阀门开启后分别延迟70 s和120 s后开启。本事故中破损环路的CMT水位下降很快,第4级ADS在第3级ADS启动后延迟120 s开启。4个第4级ADS通道中的3个通道开始喷放(假设第4级ADS阀门中的一个发生单一故障而无法开启)。

图3 破损CMT注入流量Fig.3 Broken CMT injection rate

完好环路的CMT先以较小流量的进行水循环(见图4),温度较高的水从冷段通过平衡管线进入CMT,CMT内部原有的温度较低的水通过完好的一列直接安注管进入堆芯,水位基本不变。在系统压力降低到ACC压力整定值4.93 MPa时,完整回路的ACC在265.2 s时开始向压力容器内补水(见图5),使得堆芯水位上升,直到在602.6 s时完好环路的ACC排空。在ACC注入期间,共用的直接安注管内的压力较高,来自CMT的注入流量基本为零,在平衡管线连接的冷段开始出现排空的时候,进入蒸汽循环模式,排空的冷段内以蒸汽充入CMT上部,CMT内部的水依靠自身重力向堆芯注入,流量较水循环时更大。随着完好环路CMT的水位缓慢下降,其注入流量逐渐减少,于2 024 s排空。在事故初期的1 800 s内主要由CMT和ACC这两个水源保证堆芯的冷却。

图4 完好CMT注入流量Fig.4 Intact CMT injection rate

图5 完好ACC注入流量Fig.5 Intact ACC injection rate

在第4级ADS系统开启的同时,IRWST注入管线的隔离阀开启,但是由于此时一回路压力仍然较高,逆止阀处于关闭状态,仅依靠重力不能注入堆芯。随着一回路压力在ADS系统作用下降低到较低水平,直到1 827 s,IRWST注入管线上的逆止阀被推开,IRWST开始注入(见图6)。由于IRWST水源容量很大,可以保证稳定的注入压头,IRWST可以提供较稳定的长期注入,从而进入安全壳长期循环的过程。在破口和ADS作用之下,一回路压力分阶段有序降压(见图2),为ACC和IRWST的注入创造了前提条件。在非能动堆芯冷却系统的有效安注作用下,燃料包壳表面峰值温度在事故发生后保持在较低水平,预期不会发生燃料包壳过热(见图7)。

图6 完好IRWST注入流量Fig.6 Intact IRWST injection rate

分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和ADS系统能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,由CMT、ACC和IRWST能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯的冷却,包壳峰值温度低于1 477 K(2 200°F)。

图7 包壳表面峰值温度Fig.7 Peak cladding temperature

2.2 液滴夹带的敏感性分析

在SBLOCA事故中,一回路的冷却剂在破口和ADS系统的喷放作用下不断丧失,过多的冷却剂喷放将使得堆芯内的冷却剂水位降得更低,从而影响堆芯的淹没和冷却。在流体通过水平管上接竖直分支的流道里流动的过程中通常会发生液滴夹带现象[10],其中冷段与压力平衡管、热段与PRHR入口管T型管的夹带现象都是PIRT表高排位的现象。

为了研究冷却剂喷放时液滴夹带的不确定性对事故后果的影响,选取直接安注管双端断裂事故作为典型事故,在堆芯下游(包括堆芯上腔室、热管和第4级ADS管线)流道节点内和破口处采用均相流模型,令喷放过程中的动量守恒方程两相相对滑移速度为零进行敏感性分析。该敏感性工况和基准工况非均相流模型采用的其他初始条件相同。表1列出了使用均相流模型直接安注管双端断裂事故进程关键事故序列与基准工况非均相流模型的对比。

破口发生以后,冷却剂迅速从破口喷出(见图8)。由于破口位置较低,喷放过程中含水量较高,破口初始液相喷放量比汽相高得多,使用非均相流模型和均相流模型对破口处喷放的影响并不明显,3 000 s时敏感性工况的破口容器侧液相积分质量流量比基准工况高约2.5%(见图9和图10)。

图8 破口容器侧质量流量Fig.8 Vessel side break discharge

图9 破口容器侧液相积分质量流量Fig.9 Vessel side integrated liquid break discharge

图10 破口容器侧汽相积分质量流量Fig.10 Vessel side integrated vapor break discharge

对于第4级ADS,由于其位于热段之上,位置较高,且在这些阀门打开时,热段已经基本干涸(见图11),第4级ADS的液相喷放流量对液滴夹带的模拟比较敏感(见图12)。在使用均相流模型分析时,3 000 s时敏感性工况第4级ADS液相积分质量流量比基准工况高约26%。

图11 热段空泡份额Fig.11 Void fraction in the hotleg

图12 ADS-4液相积分质量流量Fig.12 ADS-4 integral liquid discharge

在最大化液滴夹带的均相流模型计算时,160 s前后,堆芯坍塌水位几乎降为零(见图13),随后堆芯温度迅速升高,包壳峰值温度最高达1 058 K(见图14),明显高于采用最佳估算的非均相流液滴夹带模型整个计算过程中的包壳峰值温度662 K,但仍然低于1 477 K(2 200°F)的安全限值。随着完好环路ACC的注入,堆芯温度显著下降。ACC排空后,包壳峰值温度缓慢上升。完好的CMT和随后的IRWST相继注入使堆芯温度最终维持在约650 K的水平上。

图13 堆芯坍塌水位Fig.13 Core collapsed liquid level

图14 包壳表面峰值温度Fig.14 Peak cladding temperature

3 结论

本文针对先进非能动核电厂,采用Relap5/Mod 3.4程序进行建模,选取了直接安注管双端断裂事故序列进行分析,并与西屋公司开发的NOTRUMP程序的结果对比。对比结果表明两者总体趋势符合较好,只是由于两个程序使用模型的差异而在局部区域略有不同。分析结果表明:

(1)对直接安注管双端断裂事故,破口和ADS系统能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,CMT、ACC和IRWST能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却;

(2)液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较低的直接安注管破口,使用非均相流模型和均相流模型对破口容器侧处液相喷放的影响并不明显;而对于位置较高的第4级ADS,液相喷放流量对液滴夹带的模拟比较敏感,使用均相流模型分析时,其液相流量显著高于非均相流模型。

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[10] Welter,K．B．,2003．Liquid Entrainment at an Upward Oriented Vertical Branch Line From a Horizontal Pipe．Ph．D.thesis,The Oregon State University,US．

Thermal-hydraulic Simulation of DEDVI Accident for Advanced Passive PWR

YU Jian-ming,CAO Xue-wu
(School of Mechanical Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240,China)

The accident analysis model is established by the code of Relap5/Mod 3.4,which includes the Reactor Coolant System(RCS),simplified secondary system and Engineering Safety Features(ESF).A typical Small-Break LOCA(SBLOCA)accident,Double-Ended Direct Vessel Injection(DEDVI),is selected to analyze the accident scenario and sensitivity analyses of entrainment models have been taken with respect to pressure,mass flow rate,liquid levels and peak cladding temperature.The results show that the break and ADS system can depressurize the RCS quickly and the coolant from CMT,ACC and IRWST can mitigate the accidental consequence of DEDVI effectively.Sensitivity analysis of entrainment models shows that homogenous flow model createshigher liquid discharge flow rate comparing to nonhomogenous flow model.

2015-04-28

余健明(1988—),男,广东开平人,硕士研究生,现从事核电厂安全分析

advanced passive PWR;DEDVI;liquid entrainment

TL364＋.4

A

0258-0918(2016)02-0193-07