RELAP5模擬AP1000 ERVC自然循環過程研究

崔成鑫,陳 煉,胡 嘯

RELAP5模擬AP1000 ERVC自然循環過程研究

崔成鑫,陳 煉,胡 嘯

(國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司,北京102209)

壓力容器外部自然循環冷卻(ERVC)系統作為AP1000的非能動安全系統之一,對熔融物堆內滯留,阻止放射性物質大規模釋放起到關鍵的作用。本文通過RELAP5程序針對AP1000的ERVC系統建立模型,進行自然循環冷卻的物理過程模擬,并對加熱功率,冷卻水過冷度,安全殼壓力等關鍵參數進行了敏感性分析。除此之外本文還對分析模型進行簡化,并對比了兩個模型的計算結果,證明了簡化的合理性。

自然循環;壓力容器外部冷卻系統;流動特性;RELAP5

通過反應堆壓力容器外部冷卻(ERVC)使熔融物滯留在堆內(IVR),是AP1000設計中嚴重事故緩解方式的標志性特征。IVR策略有效降低了壓力容器失效的可能性,防止了嚴重事故進一步發展和惡化,對保持安全殼的完整性起到了積極的作用。通常ERVC的冷卻能力可以通過壓力容器外壁面沸騰傳熱的能力和熔融物產生熱載荷之間的裕度進行衡量[1］,而循環水流動的穩定性對ERVC的能力影響很大。如果RPV外壁面沸騰換熱產生大量氣泡在保溫層流道內堆積,阻礙了冷卻水與壁面接觸,則會導致傳熱惡化[2］。

Theofanous等通過ULPU系列試驗得出了CHF和下封頭角度的關系式,并將下封頭外壁面熱流密度是否低于CHF作為判斷下封頭失效的準則[1］。自然循環不穩定的情況可能導致CHF提前發生[3］,而影響自然循環穩定性或者ERVC傳熱能力的因素又是多種多樣的,因此本文以AP1000的ERVC系統為例,使用RELAP 5/MOD3程序模擬ERVC系統,研究自然循環流動的特性,并對關鍵的熱工及幾何因素進行敏感性分析。

1 系統及模型描述

本章節將對AP1000 ERVC系統進行簡單描述,并介紹通過系統分析程序RELAP5建立模型模擬ERVC自然循環冷卻過程。

1.1 ERVC系統描述

圖1 保溫層流道設計示意圖Fig.1 The schematic of insulation channel

圖1 為AP1000保溫層流道的設計示意圖[4］。嚴重事故發生時,堆芯熔融物進入下封頭,壓力容器外部冷卻通過淹沒反應堆冷卻劑系統環路隔間實現,隔間由垂直進入通道、反應堆冷卻劑疏水箱隔間(RCDT)和反應堆堆腔三部分組成(見圖2)。IRWST中的冷卻水注入垂直通道后經過開放的柵格進入RCDT室,然后通過設置在堆腔室隔間與RCDT室之間的非能動調節閥進入到堆腔室中。冷卻水進入堆腔后會通過RPV下封頭之下的保溫層流道入水口進入保溫層系統,保溫層流道內的水由于吸收熔池釋放出來的熱量溫度上升,產生沸騰的蒸汽,由于密度減小,汽水混合物會沿著壓力容器下封頭流動,最終通過保溫層流道的出口進入安全殼空間,水從上部間隙流回到垂直進入通道隔間,水蒸氣通過安全殼冷卻冷凝至IRWST中并被重新注入堆腔,這樣就建立了壓力容器外部長期自然冷卻循環過程[5］。

圖2 壓力容器外部冷卻供水隔間Fig.2 Compartments of ERVC system

1.2 模型描述

本文通過RELAP5/MOD3作為工具,建立ERVC模型,模擬自然循環冷卻過程,節點劃分見圖3。管道部件(pipe)530模擬垂直進入通道,通過單接管連接至部件532,管道532模擬冷卻劑疏水箱和反應堆堆腔,536模擬保溫層流道入口。201～208代表下封頭處壓力容器外壁與保溫層之間的流道,將環狀流道按照與圓心的夾角均分為8份,201～208每個控制體均有8個節點,每個節點與水平方向的夾角在0～90度范圍內均分,并使用多接管將201～208橫向相連,以研究其周向的流動。流道301～308模擬的是壓力容器直筒段與保溫層流道之間的上升環段部分,其節點劃分方式與201～208控制體節點劃分相同。546和548模擬安全殼空間,循環水或蒸汽通過單接管310～380從保溫層流道進入到546,之后通過548回流至530形成完整的自然循環過程。

時間相關部件580和520提供了系統的壓力邊界,時間相關部件520和時間相關接管525向系統補水。

圖3 ERVC模型節點劃分圖Fig.3 Nodalization of ERVC system

下封頭位置的部件201～208通過熱構件加熱提供熱源,模擬熔融物向壓力容器傳熱,熱構件的劃分方式與水力部件相似并一一對應,從下至上分為8層,每層熱流密度的分布按照熱流密度分布曲線變化。

2 計算結果與分析

2.1 穩態計算結果與分析

為研究一些邊界條件及幾何參數對ERVC自然循環的影響,本文以上述ERVC模型為基礎進行了計算分析,在穩態計算時模型的幾何參數采取AP1000設計值,邊界條件見表1。

從計算結果可以看出,AP1000 ERVC系統的自然循環流動是穩定的(如圖5),質量流量大概在1 000 kg/s,該流量與根據ULPU-V試驗測得的流量相符。保溫層入口和出口之間的壓差是由高度不同產生的,并且隨著流道內氣泡的產生,入口處壓力波動下降,最后穩定在1.5個大氣壓左右。壓力容器下封頭內熱流密度隨角度的增加而增加,因此下封頭外壁面溫度及空泡份額也隨著角度的增加而增加。壓力容器外壁面傳熱系數沿著下封頭傾斜角度的增加呈現先減小后增大的趨勢(見圖6),傳熱系數最低點在30度角處,這是由于在低犄角處流道內冷卻劑換熱模式還處于純粹的單相換熱,隨著流道的變寬,流通面積增大,流體的速度降低,因此換熱系數也隨之降低,但隨著角度的升高,開始有氣泡產生,壓力容器外壁面與冷卻劑之間的換熱模式由單相換熱向兩相換熱轉變,所以隨著氣泡產生量的增加,換熱系數也隨之增加,但還沒有達到傳熱惡化的情況。從上述分析結果可以看出AP1000的ERVC系統設計合理,在嚴重事故發生時可以建立穩定的自然循環,將熔融物產生衰變熱移出而實現熔融物的堆內滯留。

表1 穩態計算邊界條件Table1 Boundary condition for steady-state calculation

圖4 熱流密度分布函數Fig.4 Distribution of the heat flux

圖5 ERVC系統自然循環質量流量Fig.5 Natural circulation mass flow of ERVC system

2.2 關鍵參數敏感性分析

為研究ERVC系統的穩定性及運行的邊界條件對它的影響,本文主要對以下參數進行了敏感性分析。

1)功率

在冷卻水入口過冷度為50 K,系統壓力一個大氣壓的條件下,選取加熱功率為參考功率的50%,70%,100%,130%,150%五種工況,進行了敏感性分析。

圖6 壓力容器下封頭外壁面溫度,傳熱系數及流道內空泡份額隨角度變化Fig.6 Changes of temperature and heat transfer coefficient of the outside wall of the lower head and void fraction in flow channel with angle

從圖7至圖10中可以看出,隨著功率的增加,下封頭對應的各角度處對應的空泡份額也增加,流道入口和出口處的密度差增加,因此自然循環流量也增大了,空泡份額的增加也提高了換熱能力,所以傳熱系數也有一定的提高。由于功率的增加,下封頭各犄角處熱流密度也隨之增大,因此外壁面溫度也有一定的提高。從功率對ERVC系統穩定性的影響分析可以看出,AP1000 ERVC的設計有很大的裕量,并且功率對自然循環過程影響也比較明顯。

2)安全殼壓力

選取0.1 MPa、0.2 MPa、0.3 MPa、0.4 MPa四個壓力值為研究對象,過冷度為50 K,加熱功率為20 MW為邊界條件進行敏感性分析。

圖7 加熱功率對自然循環流量的影響Fig.7 Effect of heating power on the mass flow rate of natural circulation

圖8 加熱功率對空泡份額的影響Fig.8 Effect of heating power on the void fraction in flow channel

圖9 加熱功率對下封頭壁面溫度的影響Fig.9 Effect of heating power on the temperature of outside wall of lower head

圖10 加熱功率對下封頭傳熱系數的影響Fig.10 Effect of heating power on the heat transfer coefficient of the outside wall of lower head

圖11 安全殼壓力對自然循環流量的影響Fig.11 Effect of containment pressure on the mass flow rate of natural circulation

從圖11中可以看出,自然循環的流量隨著安全殼壓力的增加而增大,并且在較低過冷度時安全殼壓力對流量的影響更加明顯。安全殼壓力對傳熱系數及空泡份額的影響較小(見圖12),這主要是由于在高過冷度的情況下,回路內的流體基本保持單相自然循環,所以壓力的影響并不明顯,并且隨著壓力的升高,傳熱系數也逐漸升高。

圖12 安全殼壓力對傳熱系數的影響Fig.12 Effect of containment pressure on the heat transfer coefficient of the outside wall of lower head

3)冷卻水過冷度

在核電站正常運行的情況下,IRWST中水的溫度與安全殼內環境溫度基本保持一致,過冷度大概為70 K,在事故情況下,隨著ERVC系統的運行,冷卻水的溫度也逐漸升高,所以在研究冷卻水過冷度的影響時選擇40 K、50 K、60 K、70 K四種情況進行敏感性分析。

從圖13和圖14中可以看出,冷卻劑過冷度越高,流道內產生的氣泡就越少,空泡份額越低,因此流道出入口的密度差也就越小,自然循環的驅動力主要由密度差決定,所以自然循環流量也會隨著入口溫度的降低而降低,由于衰變功率一定,所以壓力容器外壁面溫度并沒有特別明顯的變化。

圖13 冷卻水過冷度對自然循環流量影響Fig.13 Effect of subcooling on the mass flow rate of natural circulation

圖14 冷卻水過冷度對下封頭傳熱系數的影響Fig.14 Effect of subcooling on the heat transfer coefficient of the outside wall of lower head

4)流道出入口面積

為促進ERVC兩相自然循環流動,AP1000根據ULPU等試驗對保溫層流道出入口面積進行了優化,本文采取AP1000的標準設計值,研究出入口面積為設計值的70%、100%和130%三種情況對ERVC自然循環的影響。

通過分析得出,出入口面積的變化對下封頭各角度處得傳熱系數,表面溫度及空泡份額等影響不大,從圖15中可以看出自然循環流量隨著出入口面積的增大而增大,流道出口處的溫度隨著出入口面積的增大而減小。因為改變出入口面積的實質為改變回路內阻力,面積增大阻力減小,所以自然循環流量上升,并且出入口面積對自然循環流動和傳熱的影響趨勢是相似的,但從圖16中也可以發現,入口面積的變化對自然循環的影響更大。

圖15 出入口面積對自然循環流量影響Fig.15 Effect of outlet and inlet area of the flow channel on the mass flow rate of natural circulation

圖16 流道出入口面積對出口水溫影響Fig.16 Effect of outlet and inlet area of the flow channel on the water temperature at the outlet

3 模型簡化及分析結果對比

為了適應大規模計算的需求,需要提高程序的計算速度,因此本文對模型進行了合理的簡化,以滿足計算需求。

在原模型中,計算最耗時的部分即為壓力容器外壁面和保溫層之間的流道部分,因此在簡化的模型中,將下封頭及直筒段外部保溫層流道環向由八份改為一份,其他部分的劃分方式保持不變,簡化模型的節點劃分圖見圖17。

為驗證簡化模型的正確性,本文使用簡化模型對熔融物衰變功率,安全殼內壓力等參數進行了分析,并與原模型在相同工況下的計算的結果進行了對比,從圖18和圖19中可以看出簡化后的模型模擬不同功率以及不同安全殼壓力的條件下系統自然循環流量與原模型的分析結果基本一致,簡化模型同樣也能夠真實的模擬ERVC過程,因此認為這種對模型簡化的方式是合理的,得到的簡化模型也能夠反映出壓力容器外部自然循環冷卻的物理過程,并且模型簡化后其計算時間縮短為原計算時間的六分之一,在保證計算結果可接受性的同時大大提高了計算效率,這可以為大量計算分析工作提供支持。

圖17 ERVC簡化模型節點劃分圖Fig.17 Simplified nodalization of ERVC system

圖18 簡化模型與原模型計算不同功率下自然循環流量對比Fig.18 Comparison of effect of heating power on the mass flow rate of natural circulation in two model

圖19 簡化模型與原模型計算不同安全殼壓力下自然循環流量對比Fig.19 Comparison of effect of containment pressure on the mass flow rate of natural circulation in two models

4 結論

根據對ERVC自然循環物理過程的分析,本文選取了加熱功率,冷卻劑入口過冷度,安全殼壓力,出入口面積等參數進行了研究,并對模型進行了簡化,得到了以下結論:

1)AP1000的ERVC設計有很大的裕量,可以通過自然循環的方式將下封頭內熔融物產生的衰變熱導出,保證壓力容器的完整性。

2)熔融物衰變功率及冷卻劑過冷度對自然循環影響比較明顯,并且隨著功率的升高和過冷度的減小,自然循環的流量增大,相比而言,安全殼內壓力對自然循環的影響較小。

3)保溫層流道的入口面積和出口面積對自然循環過程的影響趨勢基本一致,但通過結果的變化可以看出,入口面積的影響更大一些。

4)經過簡化后的模型與原模型計算分析結果吻合度很高,所以可以替代復雜的模型進行ERVC過程的分析,提高計算效率。

[1］ Theofanous T.G,Liu C,Additon S,Angelini S, Kymalainen O,Slamassi T.In-vessel coolability and retention of a core melt[R］．DOE/ID-10460.vol.1, U.S.Department of Energy,1996.

[2］ Kyoung-Ho Kang,Rae-Joon Park.Flow analyses using RELAP5/MOD3 code for OPR1000 under the external reactor vessel cooling[J］．Annals of Nuclear Energy, 2006,33:966-974.

[3］ SONG J H,KIM S B,KIM H D.On some salient unresolved issues in severe accidents for advanced light water reactors[J］．Nuclear Engineering and Design, 2005,235(2):2055-2065.

[4］ AP1000 Probabilistic Risk Assessment.APP-GWGL-022,May 2004.

[5］ 林誠格,郁祖盛.非能動安全先進壓水堆核電技術[M］．北京:原子能出版社,2010.

Study on the Process of Natural Circulation of AP1000 ERVC System Based on RELAP5

CUI Cheng-xin,CHEN Lian,HU Xiao

(State Nuclear Power Technology R&D Center,Beijing 102209,China)

External reactor vessel cooling(ERVC)system,as one of the passive systems of AP1000 reactor,plays a key role for the in-vessel melt retention and prevention of large-scale release of radioactive materials.In this paper,the AP1000 ERVC system was modeled by RELAP5 code,the physical processes of natural circulation cooling were simulated and the effects of various thermal-hydraulic parameters such as decay power,subcooling and containment pressure were investigated.In addition,in this paper the simulation model of ERVC system was simplified,and the reasonableness of simplification was proved by comparing the results with previous calculations.

natural circulation;ERVC;flow characteristic;RELAP5

TL364

A

0258-0918(2016)01-0048-08

2015-10-29

國家重大科技專項嚴重事故機理及現象學研究課題

崔成鑫(1987—),男,吉林,助理工程師,碩士,現從事反應堆安全分析方向研究