冷段大破口失水事故長期冷卻及硼濃度特性研究

高穎賢，申亞歐，黨高健

（中國核動力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，四川 成都 610041）

冷段大破口失水事故長期冷卻及硼濃度特性研究

高穎賢，申亞歐，黨高健

（中國核動力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，四川 成都 610041）

文章采用先進(jìn)的熱工水力分析程序CATHAR，對百萬千瓦級ACP1000核電廠冷段大破口失水事故冷熱段同時(shí)安注時(shí)CCFL作用下的上腔室及堆芯的流動換熱特性、硼濃度特性進(jìn)行了研究，并分析了破損環(huán)路熱段安注流量大小對堆芯冷卻的影響。研究表明：在熱段安注總流量為614 m3/h時(shí)，破損環(huán)路對應(yīng)熱段安注流量的不同，不會對流入堆芯冷卻有較大影響，破損環(huán)路熱段安注流量差異不會對堆芯冷卻有較大影響；切換至同時(shí)安注后堆芯硼濃度很快與系統(tǒng)達(dá)到平衡。

長期冷卻；硼濃度；大破口失水事故；CCFL

失水事故是壓水堆核電廠限制性的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故之一，也是安注系統(tǒng)設(shè)計(jì)的基準(zhǔn)之一。在失水事故下，堆芯實(shí)現(xiàn)再淹沒后，安注系統(tǒng)的設(shè)計(jì)仍應(yīng)能保證事故長期階段堆芯的冷卻。

ACP1000核電廠早期設(shè)計(jì)采用了中壓安注系統(tǒng)和低壓安注系統(tǒng)相結(jié)合的安注系統(tǒng)配置方案。當(dāng)發(fā)生失水事故后，安注首先通過冷段直接注入水，當(dāng)換料水箱逐漸排空后，安注轉(zhuǎn)入地坑再循環(huán)階段。在這個(gè)階段，堆芯出口可能只是蒸汽，這取決于破口位置和尺寸。由于一回路及換料水箱均為含硼水，在冷段注入階段，地坑內(nèi)硼濃度可能逐漸降低，而壓力容器和堆芯內(nèi)硼濃度可能逐漸增加。為防止硼酸在堆內(nèi)結(jié)晶，要求從冷段再循環(huán)注入切換到冷熱段同時(shí)再循環(huán)注入。在冷熱段同時(shí)安注階段，由于衰變熱作用，堆芯出口可能產(chǎn)生大量蒸汽，而由于蒸汽CCFL（反向流動限制）效應(yīng)將阻礙熱段安注流量注入堆芯，對堆芯的冷卻可能造成影響。

本文采用先進(jìn)的熱工水力分析程序CATHARE，對ACP1000核電廠冷段大破口失水事故后冷熱段再循環(huán)階段的冷卻問題進(jìn)行了研究，以論證在蒸汽CCFL作用下安注設(shè)計(jì)能否確保堆芯的長期冷卻及避免硼結(jié)晶。

1 分析程序及模型

1.1 分析程序

長期冷卻分析采用CATHARE 2 V1.3L程序[1]。CATHARE是一個(gè)先進(jìn)的兩相流熱工水力程序。它由包含6個(gè)基本守恒方程（分別描述液體和蒸汽的質(zhì)量、能量和動量守恒）的一維模塊組成。程序可以模擬相分離、分層、液體和蒸汽速率間的非機(jī)械平衡，包括逆流現(xiàn)象，也可以模擬非平衡熱工行為中的臨界流、冷水注射和再淹沒現(xiàn)象。程序能夠較好預(yù)測夾帶是否存在，并能夠計(jì)算出熱管中夾帶的安注水量，這是分析中存在的主要物理現(xiàn)象。

1.2 CCFL模型

在氣液兩相逆向流動中，當(dāng)液體以一定流量從豎直管上部向下成膜狀流動，氣體以低流量自下向上流動，逐漸增加氣相流量達(dá)到一定程度時(shí)，環(huán)狀液面出現(xiàn)較大波浪，管段壓差顯著增高，管子上部有水帶出；若繼續(xù)增加氣相流量，帶出的水越來越多，最后注入的水全部隨氣體向上做環(huán)狀流量。這種現(xiàn)象稱之為反向流動限制。

在壓水堆核電廠中，CCFL現(xiàn)象存在于特定的事故過程中，如失水事故后堆芯上板的淹沒，小破口失水事故中蒸汽發(fā)生器（SG）入口腔的淹沒，直流蒸汽發(fā)生器傳熱管支承板處的淹沒等過程。CCFL現(xiàn)象對于失水事故后的反應(yīng)堆安全有著重要的影響。M.J.Dillistone基于UPTF熱管段分離效應(yīng)試驗(yàn)[2]、Loomis等人基于Semiscale裝置的小破口失水事故試驗(yàn)[3]對RELAP5/MOD2程序進(jìn)行了驗(yàn)證，分析結(jié)果指出了RELAP5/MOD2無法合理模擬堆芯上板、SG入口腔的淹沒現(xiàn)象。這可能導(dǎo)致事故過程中堆芯水裝量被高估。

目前的系統(tǒng)熱工水力分析程序，如RELAP5/MOD3、COBRA-TRAC、CATHARE中均專門設(shè)置了模型對CCFL現(xiàn)象進(jìn)行了考慮。較常用的CCFL模型包括Wallis關(guān)系式或Kutateladze關(guān)系式。

在采用CATHARE程序[4]進(jìn)行失水事故分析時(shí)，對于堆芯上板的CCFL效應(yīng)通常采用Kutateladze關(guān)系式模擬。

2 系統(tǒng)初始狀態(tài)確定

確定冷熱段安注再循環(huán)開始時(shí)的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）狀態(tài)（包括壓力、溫度、堆芯出口蒸汽流量、硼濃度等）是進(jìn)行長期研究的基礎(chǔ)。

假定在冷段大破口失水事故后某時(shí)刻進(jìn)行冷熱段安注切換。在切換前，破損環(huán)路的安注流量假設(shè)全部從破口流失掉外，完好環(huán)路的安注流量部分直接旁通至破口，大部分流量被注入堆芯，堆芯的熱量被及時(shí)導(dǎo)出。進(jìn)行冷熱段同時(shí)安注切換后，完好環(huán)路安注流量仍然存在部分流量被直接旁通至破口，而完好環(huán)路和破損環(huán)路熱段安注流量則試圖通過上腔室流入堆芯，此時(shí)堆芯產(chǎn)生的向上蒸汽流動將阻礙熱段安注在上腔室的向下流動。這種對于液相流量的流動限制與此時(shí)的系統(tǒng)壓力、蒸汽流速、流體溫度等有關(guān)。

堆芯出口蒸汽流速是影響CCFL作用的關(guān)鍵因素。蒸汽流速越高，向下的液相流速越小。堆芯出口的蒸汽流速取決于堆芯的余熱水平、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力及安注水溫度。在本文研究分析中，考慮堆芯余熱水平恒為37 MW。為使瞬態(tài)中堆芯出口蒸汽流速最大化，RCS系統(tǒng)初始壓力應(yīng)盡可能小。表1給出了安注水溫度為90 ℃時(shí)，堆芯出口蒸汽流量與系統(tǒng)壓力的關(guān)系。但是，在冷段安注再循環(huán)過程中，RCS壓力不可能低至1 atm（1 atm=1.013 25×105Pa），即使考慮安全殼背壓為1 atm。因此，為確定冷熱段再循環(huán)切換時(shí)系統(tǒng)壓力，本文通過對冷段安注過程的模擬（瞬態(tài)前1 000 s為冷段安注再循環(huán)階段，瞬態(tài)后1 000 s為冷熱段安注再循環(huán)階段）來獲取切換時(shí)系統(tǒng)的壓力、溫度等狀態(tài)。分析中考慮瞬態(tài)初始RCS壓力為1 atm，這也將導(dǎo)致再循環(huán)切換時(shí)系統(tǒng)壓力更低。安全殼背壓在事故過程中恒為1 atm。

表1 蒸汽流量與系統(tǒng)壓力關(guān)系Table1 Relation between the steam flowrate and system pressure

同樣，安注水溫度也對堆芯的產(chǎn)汽量有一定影響。為使瞬態(tài)中堆芯出口蒸汽流速最大化，安注水溫度應(yīng)盡可能高。從大破口失水事故對安全殼壓力溫度影響來看，與衰變熱相對應(yīng)時(shí)刻的安全殼內(nèi)地坑水溫度已低于90 ℃。在本文的基本工況研究中，安注水考慮為安全殼背壓對應(yīng)的飽和溫度（100 ℃）。

3 計(jì)算結(jié)果及分析

根據(jù)安注系統(tǒng)的設(shè)計(jì)，在一列安注有效的情況下，冷熱段同時(shí)再循環(huán)階段熱段安注流量分別為528.0、43.0、43.0 m3/h。基本工況中考慮破損環(huán)路熱段安注流量為528.0 m3/h，分析研究冷熱段同時(shí)再循環(huán)時(shí)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的流動換熱特性。

3.1 熱段入口流動特性

從圖1、圖2可以看出，在冷段安注再循環(huán)階段，堆芯產(chǎn)生的蒸汽以幾乎相同的流量流入破損環(huán)路和完好環(huán)路的熱管段。同時(shí)，部分液相流量也被夾帶入熱管段。

圖1 熱段入口液相流量Fig.1 The liquid flowrate of hot leg inlet 1—完好環(huán)路；2—破損環(huán)路

圖2 熱段入口汽相流量Fig.2 The gas flowrate of hot leg inlet 1—完好環(huán)路；2—破損環(huán)路

切換到冷熱段同時(shí)安注再循環(huán)后，破損環(huán)路熱段注入的安注幾乎全部流入上腔室，向上流動蒸汽的CCFL作用對該環(huán)路熱段安注的注入影響不大。對于完好環(huán)路，由于熱段安注流量相對較小，蒸汽的CCFL作用效果較明顯，熱管段入口出現(xiàn)間歇的正向液相流量，即安注被夾帶入熱管段中。

蒸汽的CCFL作用首先使完好熱段入口流量從反向流量逐漸減小直至出現(xiàn)一定的正向流量，在這個(gè)過程中，上腔室與熱管段壓差逐漸增大。同時(shí)，上腔室內(nèi)大量蒸汽與稍過冷的熱段安注流量的冷凝，一方面使向上的蒸汽流量減少，另一方面導(dǎo)致上腔室壓力下降使堆芯出口蒸汽流量增大。兩者的平衡效應(yīng)使上腔室壓力在下降至一定程度后出現(xiàn)上升，而CCFL效應(yīng)的減弱也使完好環(huán)路熱段入口流量逐漸減小甚至出現(xiàn)反向流量。堆芯蒸汽產(chǎn)量與上腔室蒸汽冷凝量的不匹配導(dǎo)致了系統(tǒng)壓力、熱段入口流量等的周期性波動。

3.2 堆芯流動換熱特性

在冷段再循環(huán)安注過程中，安注流量部分被旁通至破口，另一部分流過堆芯，導(dǎo)出了堆芯的余熱。由于再循環(huán)安注水溫幾乎為系統(tǒng)壓力對應(yīng)的飽和溫度，堆芯余熱將主要以蒸汽形式帶走。進(jìn)行冷熱段再循環(huán)切換后，大量的熱段安注流量通過上腔室流入堆芯和圍板與吊蘭之間，并最終通過下降段從破口流出。從圖3可以看出，冷熱段再循環(huán)階段通過堆芯的流量比冷段再循環(huán)更高。

圖3 堆芯入口積分流量Fig.3 The integral of flowrate of core inlet 1—波相質(zhì)量；2—汽相質(zhì)量

冷熱段再循環(huán)階段大量的安注流量注入堆芯確保了堆芯的冷卻。從圖4可以看出，燃料包殼和流體溫度維持在一個(gè)較穩(wěn)定的水平，堆芯流量的波動對堆芯的傳熱影響較小。由于分析中假設(shè)堆芯余熱恒定，燃料包殼溫度并沒有出現(xiàn)持續(xù)下降。

3.3 硼濃度特性

圖4 堆芯溫度Fig.4 The core temperature 1—包殼溫度；2—汽體溫度

圖5 硼濃度Fig.5 The boron concentrations 1—上腔室；2—下腔室；3—下降段

從圖5中壓力容器內(nèi)不同位置的硼濃度變化可以看出，冷熱段同時(shí)安注后熱段安注流量在CCFL作用下仍大量注入堆芯，部分流量用于產(chǎn)生蒸汽，排出堆芯余熱，確保了堆芯的冷卻；其余的熱段安注流量流過上腔室和堆芯后，對上腔室和堆芯區(qū)域的高濃度硼起到了稀釋作用，上腔室和堆芯硼濃度迅速下降，而下腔室則由于堆芯和上腔室初始的高硼濃度水流入而有所上升，之后由于上腔室硼濃度迅速下降也逐漸下降。由于下降段硼濃度初始較低，熱段安注注入后下降段硼濃度將迅速上升，并隨著下腔室硼濃度下降而下降。

上腔室和堆芯區(qū)域硼濃度在大量熱段安注流量注入后迅速下降，這也避免了堆芯出現(xiàn)硼結(jié)晶的現(xiàn)象。

3.4 熱段安注流量的影響

在基本工況分析中，破損環(huán)路選取在熱段安注流量最大的環(huán)路上。為研究不同熱段安注流量對流動特性的影響，要考慮以下工況：

工況1：破損環(huán)路在最小熱段安注環(huán)路（破損環(huán)路熱段安注流量43.0 m3/h）;

工況2：假設(shè)破損環(huán)路安注流量與完好環(huán)路相同（每條環(huán)路熱段安注流量204.8 m3/h）。

圖6給出了工況1、工況2與前文基本工況的堆芯入口積分流量的比較。

圖6 堆芯入口積分流量比較Fig.6 Comparison of the integral of flowrate of core inlet 1—基本工況；2—工況1；3—工況2

從圖6中可以看出，在總熱段安注流量恒定的情況下，破損環(huán)路對應(yīng)熱段安注流量的不同，不會對流入堆芯流量有較大影響。但是，破損環(huán)路熱段安注流量越大，蒸汽CCFL作用夾帶的流體越多，進(jìn)入堆芯的流量相對更少。同時(shí)，從圖中還可以發(fā)現(xiàn)，破損環(huán)路熱段安注流量越小，堆芯出口蒸汽產(chǎn)量與蒸汽冷凝量導(dǎo)致的系統(tǒng)壓力波動現(xiàn)象更為明顯，這是由于蒸汽的CCFL效應(yīng)對破損環(huán)路熱段安注的作用更為顯著，并導(dǎo)致蒸汽夾帶著液體通過破口流出，加劇系統(tǒng)壓力的波動。

由于通過堆芯入口的流量基本相同，堆芯冷卻和其硼濃度下降的結(jié)論不會受到影響。

4 結(jié)論

本文通過分析冷段大破口失水事故在冷熱段同時(shí)安注再循環(huán)階段的熱工水力行為，研究了同時(shí)安注再循環(huán)階段蒸汽CCFL作用對反應(yīng)堆上腔室、堆芯熱工水力特性等的影響。通過分析可以得出以下結(jié)論：

1）不同環(huán)路熱段安注流量不同，堆芯出口蒸汽CCFL作用效果也有所差異。環(huán)路安注流量為43.0 m3/h時(shí)，其熱段入口出現(xiàn)明顯的正向液相流量（阻液現(xiàn)象），且呈周期性波動。

2）大部分熱段安注流量能夠通過上腔室流入堆芯，且其通過堆芯的流量比冷段再循環(huán)更高。

3）冷熱段同時(shí)注入后，大量流入堆芯的流體使堆芯硼濃度迅速下降，并最終與下腔室、下降段的硼濃度達(dá)到一個(gè)平衡狀態(tài)。

4）在熱段安注總流量恒定（614 m3/h）的情況下，破損環(huán)路對應(yīng)熱段安注流量的不同，不會對流入堆芯冷卻有較大影響。

[1] M. Farvacque，users manual of CATHARE 2 V 1.3E，STR/LML/EM/91-61.

[2] M. J. Dillistone，Analysis of the UPTF Separate Effects Test 11 (Steam-Water Countercurrent Flow in the Broken Loop Hot Leg) Using RELAP5/MOD2，Internation Agreement Report，NUREF/IA-0071，June，1992.

[3] G. G. Loomis and J.E.Streit，Results of Semiscale Mod-2C Small Break (5%) Lossof-Coolant Accident Experiment S-LH-1 and S-LH-2，NUREG/CR-4438，November，1985.

[4] G. Geffraye，Counter-Current Flow Limination，CATHARE 5thInternational Seminar (1997)，Grenoble.

Study on Long-term Cooling and Boron Concentration Characteristics in Case of Cold Leg Large Break LOCA Accident

GAO Ying-xian，SHEN Ya-ou，DANG Gao-jian
(Science and Technology on Reactor System Design Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China)

The flow heat transfer and boron concentration characteristics in the upper plenum and the core affected by CCFL during the phase of simultaneous hot and cold leg injection in case of cold leg large break LOCA for the ACP1000 NPP were studied using the advanced T-H code CATHARE, and the effects of the safety injection flowrate from the hot leg located in broken loop on the core cooling was also studied in the paper. The study showed that the core cooling would not be mostly affected by the hot leg flowrate in the broken loop if the total hot leg injection flowrate fixed at 614 m3/h, and the boron concentration in the core would balance with the system after switching to simultaneous hot and cold leg injection.

long-term cooling；boron concentration；large break LOCA；CCFL

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)03-0207-05

TL37

A

1674-1617(2014)03-0207-05

2014-05-07

高穎賢（1982—），男，工程師，碩士研究生，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力與安全分析工作。