压力容器保温层入口条件变化及其对IVR传热裕度的影响研究

张 琨，史国宝，曹克美，王佳赟，芦 苇，郭 宁

(上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233)

熔融物堆内滞留(IVR)是非能动核电厂的关键严重事故缓解策略之一。该策略在假想严重事故工况下，通过压力容器与保温层之间流道内的水对压力容器内的熔融物进行充分有效的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，从而保证压力容器的完整性，防止多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象的发生。

IVR成功的热工准则为熔融物向压力容器壁面传递的热流密度小于压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)。因此，熔融物衰变热与CHF均为IVR有效性评价中的关键因素[1]，需要分别开展压力容器内的熔池结构传热研究以及压力容器外的CHF研究。

压力容器下封头内形成稳定熔池时(对应下封头蒸干时刻)，压力容器保温层流道入口流体条件(包括过冷度、压力等)对CHF有重要影响。根据已有的试验结果[2-5]，过冷度越大(入口水温越低)，则CHF结果越大；已有的部分试验结果表明入口压力升高对于提高CHF结果是有利因素。

然而，目前已有的大部分试验主要假设不同的入口过冷度开展CHF的敏感性试验，未对入口过冷度的取值进行详细论证。同时，压力容器下封头内形成稳定熔池时刻熔融物的衰变热也是影响IVR有效性的重要因素，衰变热越大，则熔池向压力容器壁面传递的热流密度越大，对IVR有效性挑战也越大。是否存在熔融物衰变热较高同时入口过冷度又较小的保守事故工况需要开展进一步研究。另外，在稳定熔池形成后，尽管熔融物衰变热随时间降低，但入口过冷度也逐渐减小，是否存在更为危险的时刻也需要开展研究。

本文以大型非能动核电厂为研究对象，介绍压力容器保温层入口水过冷度对CHF影响的敏感性试验结果，在此基础上分析典型严重事故工况下，压力容器下封头内形成稳定熔池时及以后堆腔水的过冷度以及熔融物衰变热，研究两者之间的对应关系和规律，为IVR有效性分析提供依据。

1 CHF试验

1.1 试验台架介绍

IVR-ERVC全尺寸压力容器下封头外壁临界热流密度和流道流动试验(以下简称ERVC试验)的研究目标为：在全高度试验装置上，进行反应堆下封头外壁临界热流密度的试验，掌握反应堆压力容器外部冷却(ERVC)自然循环流动、沸腾传热特性，验证工程影响因素对CHF的影响机理，在此基础上，通过优化设计，获取相应CHF工程数据，为IVR有效性评价及相关安全审评提供支持。

ERVC试验台架的设计特点如下所示。

(1)针对反应堆压力容器、保温层、堆腔，以及实施IVR-ERVC时堆腔淹没途径的结构与参数，按高度方向1∶1切片形式，横向重要截面1∶100比例进行试验装置设计；

(2)关键的压力容器下封头—保温层流道在形状上完全模拟原型流道形式或可能的变形设计形式，而且自然循环流动回路阻力与原型保持一致；

(3)加热段采用铜块加压力容器下封头壁面原型材料的爆炸焊接方式加工而成，可模拟原型材料加热表面；

(4)加热段沿流道热流密度分布可调节，以模拟各种实际可能的压力容器下封头外壁热流密度分布工况；

(5)压力容器下封头—保温层流道进水与排汽组件完全参照原型设计，同时流通面积设计为可调整；

(6)借助于辅助与支持系统，试验装置还可模拟不同几何形状的ERVC加热流道、不同入口水温、不同水质与水化学条件、不同加热壁表面粗糙度与表面老化状况等。

概括而言，整个试验设施平台由以下几部分组成：

(1)主装置回路系统，包括试验本体、下水箱及其内部流道部件、上升管、上水箱及其内部的排汽组件、下降水管、入口水室、入口水管等(见图1)；

图1 ERVC试验台架Fig.1 ERVC experiment facility

(2)辅助系统，包括冷凝与冷却系统、水化学调节系统、供水与预热系统、回路清洗系统等；

(3)支持系统，包括循环冷却系统、造水系统、废水处理系统、试验段准备系统等；

(4)测控系统(测量、数据采集与控制系统)；

(5)电气系统(大功率电源)等。

1.2 试验工况设置

入口过冷度敏感性试验工况设置如下：

(1)试验装置自由界面处为常压；

(2)入口水温分别取75 ℃、80 ℃、85 ℃、90 ℃、100 ℃；

(3)试验段表面为原型材料，长期在去离子水条件下沸腾运行并洗涤；

(4)以试验加热段最低点为0°，CHF测点包括27°、42°、57°、72°、81°、87°；

(5)试验工质：去离子水；

(6)试验流道几何尺寸：与原型设计一致；

(7)试验段底部至自由液面垂直距离为8 m。

1.3 试验结果分析

为更好反映入口过冷度敏感性试验结果的差异，以入口水温100 ℃工况下最低倾角(27°)处CHF结果为基准，定义q′CHF如下：

(1)

即基准点的q′CHF值为1。各试验工况q′CHF结果如图2所示。在同一入口水温条件下，CHF值随角度增大而基本呈增大的趋势。

图2 CHF试验结果Fig.2 CHF experiment results

从图2中可以看出，随着保温层入口水温降低(过冷度增大)，同一角度对应的CHF值呈增大趋势，表明提高入口过冷度有利于提高CHF值。

另外，在较低角度处(27°～42°)，入口过冷度的CHF增强作用较显著；中间角度处(57°～72°)入口过冷度的CHF增强作用减小；在较高角度处(81°～87°)，入口过冷度的CHF增强作用已较小。究其原因，在较低角度处，过冷水直接接触加热表面，对于CHF影响较显著，而在中高角度处，由于流体已经过上游试验段加热，温度有一定上升，故入口过冷度对于CHF的影响减小。

2 形成稳定熔池时的流体条件分析

基于CHF试验结果，对压力容器下封头形成稳定熔池时的保温层入口过冷度进行计算分析，为IVR分析评价时选取CHF结果提供依据。

2.1 分析思路

在IVR措施实施过程中，堆腔内水的来源包括安全壳内置换料水箱(IRWST)以及反应堆冷却剂系统(RCS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱内的水等，其中最主要的来源为IRWST，由操纵员在堆芯出口温度达到650 ℃时手动打开堆腔淹没管线，将IRWST内的水注入堆腔。对于IVR条件下堆腔内水的过冷度，主要有以下几种情况。

(1)IRWST重力注射失效，而且非能动余热排出系统(PRHR)失效。在这种情况下，IRWST内的过冷水通过堆腔淹没管线注入堆腔，并与堆腔内已有的水混合，使堆腔内水温较低，过冷度较高。该种情况的典型工况包括：事故类别3BE(反应堆冷却剂充分降压但重力注射失效)以及事故类别6ES(蒸汽发生器传热管破裂始发事件导致的堆芯损伤序列)。

(2)IRWST重力注射失效，同时PRHR有效。在这种情况下，IRWST内的水在事故前期受到PRHR的加热，导致在操纵员实施堆腔淹没操作时，注入堆腔内的水温度较高，过冷度较低。该种情况的典型工况包括：事故类别1AP(RCS部分降压失效从而阻止IRWST重力注射的事故序列，假设操纵员手动开启ADS阀门进行RCS降压)。

(3)IRWST重力注射有效，但由于再循环失效，堆芯在事故后期发生裸露和熔化。在这种情况下，事故瞬态进程中IRWST中的水已用于对事故进行一定的缓解，在堆芯内已得到充分加热，通过RCS破口流入堆腔，或通过自动卸压系统(ADS)第4级阀门释放到安全壳空间，使堆腔内的水温较高，过冷度较低。该种情况的典型工况包括：事故类别3BL(RCS充分降压，IRWST重力注射有效，但长期再循环失效)。

2.2 分析方法

采用MELCOR程序开展计算分析，该程序为一体化程序，主要用于进行轻水反应堆事故进程分析[6]。MELCOR程序的控制体建模方式和物理模型除广泛用于常规压水堆核电厂分析外，也可以灵活模拟非能动核电厂的各种安全系统，包括堆芯补水箱、安注箱、安全壳内置换料水箱重力注射等。另外，MELCOR程序还包括液膜跟踪模型，可以有效模拟非能动安全壳冷却系统(PCS)的运行。

MELCOR程序核电厂模型的RCS部分主要包括压力容器、两台蒸汽发生器、稳压器、稳压器波动管、4台主冷却剂泵、4条冷管段、两条热管段。二回路系统包括主给水系统、启动给水系统、主蒸汽隔离阀、蒸汽发生器安全阀、汽轮机等。

堆芯及下腔室在轴向上分成15个节点，其中下腔室占3个节点；径向共分成7环；压力容器下封头沿轴向划分为11个温度节点。

专设安全设施模型包括两台CMT、两台安注箱(ACC)、两条IRWST重力注射管线、两条再循环管线、两条堆腔淹没管线、ADS第1级至第4级阀门、PRHR、PCS系统等。

安全壳模型对SG隔间、CMT隔间、堆腔、IRWST、上部隔间、非能动堆芯冷却系统(PXS)隔间、化容系统(CVS)隔间和PCS穹顶进行了详细模拟。

2.3 分析结果

计算得到各事故序列中压力容器下封头形成稳定熔池时刻的堆腔入口过冷度及熔融物衰变热如表1所示。图3给出了各事故序列在压力容器内水蒸干时刻及其后续事故进程中的保温层入口过冷度与堆芯衰变热的关系。其中堆腔入口饱和水温度是根据安全壳压力直接计算得到，未考虑水压，在安全壳水淹条件下保温层入口的饱和温度应比上述饱和温度高10 K左右。

表1 堆芯衰变热份额及堆腔过冷度Table 1 Decay heat fraction and subcooling degree of reactor cavity inlet fluid

图3 入口过冷度与堆芯衰变热的关系Fig.3 Inlet subcooling degree vs decay heat

从计算结果可以看出，压力容器内水蒸干时刻堆腔水过冷度较高的工况是3BE和6ES，但此时堆芯衰变热相对于其他事故序列也较大。

1AP和3BL的压力容器内水蒸干时刻堆腔水过冷度较低，但同时堆芯衰变热也较小。

图3中左下角的空白区域表明IVR过程中不可能出现堆芯衰变热很高，同时入口过冷度很低的工况。对于入口过冷度较高的工况，可保守选取入口水温75 ℃的CHF试验结果，对于入口过冷度较低的工况，可保守选取入口水温100 ℃的CHF试验结果进行IVR有效性分析评价。

3 形成稳定熔池后的传热裕度分析

对于3BL、1AP这类形成稳定熔池时堆腔水已接近饱和的工况，随后续事故进程发展，入口水温保持不变，故CHF值仍取入口水温100 ℃的试验结果。同时熔融物衰变热逐渐减小，因此，在形成稳定熔池时q/qCHF最大。

对于3BE、6ES这类形成稳定熔池时堆腔水存在较高过冷度的工况，随着事故进程发展，熔融物衰变热不断减小，而过冷度同样逐渐减小(见图3)，CHF值随之降低。需要分析q/qCHF随时间的变化趋势，以确定形成稳定熔池时刻以后是否存在更大的q/qCHF值。与6ES事故类别相比，3BE事故类别形成稳定熔池时的熔融物衰变热大得多，而堆腔入口过冷度相对差异不大(见表1)，因此选取3BE事故类别为例，保守考虑如下：

(1)选取形成稳定熔池时刻衰变热最大的ADS第4级阀门误开事故序列，分析形成稳定熔池时刻至堆腔水饱和这段时间内q和qCHF的关系(堆腔水饱和后CHF值不变，而衰变热继续降低，不会出现更危险的时刻)；

(2)假设为两层熔池结构;

(3)形成稳定熔池时刻堆腔水温保守取75 ℃，假设过冷度在堆腔水饱和前随时间线性递减， CHF值将同步减小(见图2)，因此根据堆腔入口水温80 ℃、85 ℃、90 ℃等的CHF试验结果确定qCHF曲线。

表2给出了压力容器下封头壁面热流最大处(约82°)侧壁的q/qCHF随时间的变化。结果表明整个过程中形成稳定熔池时刻是最危险的，可针对该时刻进行IVR有效性分析评价。

表2 形成稳定熔池后的传热裕度分析结果Table 2 Analysis results of heat transfer margin after formed stable corium pool

形成稳定熔池后q/qCHF的上升与保温层入口水温升高及随之而来的CHF值减小直接相关，而入口水温的上升速率取决于注入堆腔的过冷水(主要来自IRWST)的量。大型非能动核电厂设计的堆腔注水源水量较多，则压力容器壁面向外传热过程中堆腔水温上升较慢，达到饱和的时间较晚，CHF值减小较缓慢，q/qCHF不会超过形成稳定熔池时刻的数值。然而，如果堆腔水量较少，堆腔水温将迅速上升，CHF减小的速率可能显著超过衰变热减小速率，则q/qCHF将快速增大，可能超过形成稳定熔池时的数值，需要进一步评估形成稳定熔池后的IVR有效性。

4 结论

本文介绍了入口过冷度对于压力容器外壁面CHF的敏感性试验结果，并选取典型的严重事故序列，采用MELCOR程序计算分析了压力容器下封头内形成稳定熔池时刻及以后的保温层入口过冷度，研究了其与熔融物衰变热的关系。相关研究结论如下所示。

(1)压力容器保温层入口水的过冷度越大，压力容器外壁面CHF越高，入口过冷度对于提高CHF是有利因素。

(2)入口过冷度对于CHF的作用在较低角度处比较显著，随着角度增大，其作用越来越小。

(3)在压力容器下封头内形成稳定熔池时刻，入口过冷度较大工况的熔融物衰变热较高，而入口过冷度较小工况的熔融物衰变热较低，不会出现入口过冷度小同时熔融物衰变热高的情况。

(4)压力容器下封头内形成稳定熔池后，q/qCHF随时间的变化趋势与堆腔水量相关，在水量较大的情况下，q/qCHF不会超过形成稳定熔池时刻的值，形成稳定熔池时刻可作为IVR分析评价的包络状态。