大功率先進壓水堆壓力容器外部冷卻能力研究

金 頔1，李 飛2，劉曉晶1，程 旭1

（1.上海交通大學 核科學與工程學院，上海 200240；2.國核（北京）科學技術研究院有限公司，北京 100029）

大功率先進壓水堆壓力容器外部冷卻能力研究

金 頔1，李 飛2，劉曉晶1，程 旭1

（1.上海交通大學 核科學與工程學院，上海 200240；2.國核（北京）科學技術研究院有限公司，北京 100029）

目前壓力容器外部冷卻（ERVC）作為嚴重事故管理策略中壓力容器內熔融物滯留（IVR）的一部分已得到了廣泛應用。本文采用RELAP5系統安全分析程序定性研究一些流動參數和邊界條件（如進出口面積、冷卻水的入口溫度、下封頭處的加熱功率、下封頭處流道的間隙尺寸及注水高度等）對大功率先進壓水堆壓力容器外部冷卻的自然循環能力產生的效應，它為結構的設計和系統的瞬態響應行為提供了一定的分析依據。

大功率先進壓水堆；壓力容器外部冷卻；自然循環能力

嚴重事故期間淹沒反應堆壓力容器的理念自從20世紀80年代中期就已被考慮，其技術可行性在芬蘭Loviisa電廠（VVER-440堆型）的應用中首次得到闡述［1］。近年來它又被廣泛用于AP600［2］、AP1000［3］、APR1400［4］等新設計的堆型中。如今，壓力容器外部冷卻（ERVC）已作為實現熔融物壓力容器內滯留（IVR）最有效的處理手段之一。但目前國際上對于將ERVC措施用于大功率（＞1 500MWe）堆的有效性研究很少。

本工作以大功率（約1 700MWe）先進壓水堆作為研究對象，采用RELAP5系統安全分析程序針對影響ERVC措施的流動參數和邊界條件進行穩態敏感性分析，以得到各因素對系統流動和傳熱能力的影響趨勢。

1 計算對象和計算模型

1.1 物理過程與計算對象

ERVC緩解措施是指當核電廠發生嚴重事故時，冷卻水通過保溫層底部的入口組件進入壓力容器外壁與金屬保溫層之間的環形流道，在熔融物到達下腔室之前淹沒壓力容器，然后由淹沒的水來移除重新定位的熔融物產生的衰變熱，從而保持壓力容器的完整性。在此過程中，冷卻水被加熱汽化，形成的兩相混合物沿著流道向上流動，最終蒸汽從排氣口流向安全殼，水則流回至下降通道；下降通道的冷卻水與環隙內兩相混合物間的密度差形成驅動力，使堆腔外的冷卻水受壓差驅動從入口組件處補充進來，形成兩相自然循環。整個過程是通過淹沒反應堆冷卻劑系統環路隔間（包括垂直通道、冷卻劑排污腔室和反應堆腔室）來實現的，具體結構示于圖1［1，3］。

圖1 堆腔淹沒隔間示意圖Fig.1 Schematic diagram of cavity flooding compartment

大功率堆ERVC系統的主要幾何參數列于表1。

表1 ERVC系統的主要幾何參數Table 1 Main geometry parameters of ERVC system

1.2 RELAP5建模描述

根據前面對嚴重事故下ERVC物理過程的描述，此模型可分為垂直通道、反應堆冷卻劑排污腔室和反應堆腔室三大部分，而重點研究區域為反應堆腔室內，具體的節點劃分示于圖2。

圖2 系統節點Fig.2 System nodalization

下封頭處壓力容器外壁與保溫層之間的流動通道由管道部件（Pipe）201～208模擬，它是將環段通道沿周向等分為8個部分，對于每個部分（20 X），通過改變其中每個節點的垂直角度模擬下封頭的弧形流道；使用多接管（MJ）211～218將201～208依次橫向接通，使之能模擬周向壓差導致的交混流動；閥門（VALVE）151代表壓力容器底部的入口組件；閥門811代表蒸汽排放口；時間相關部件800代表安全殼環境，提供了系統的壓力邊界條件；在穩態計算過程中，為保持自然循環回路的質量守恒，采用時間相關部件（TDV）805和時間相關接管（TDJ）815向系統補充流出的蒸汽流量；入口水溫通過540TDV支路給定；下封頭的部件201～208上接有熱構件，為流道提供加熱源。

1.3 計算邊界條件

圖3示出熱流密度隨下封頭傾斜角度的變化，虛線表示嚴重事故程序計算得到的熔融物重新定位穩定時的熱流密度分布，其下封頭外壁面（q／qCHF）max為0.889 2，實線表示RELAP5程序中輸入的等效熱流密度分布。并且，在計算中認為沿徑向的熱流密度相同。圖4示出分布在熱構件20 X（X＝1，2，…，8）上各節點的加熱功率，系統總加熱功率約為35MW。

圖3 熱流密度隨下封頭傾斜角度的變化Fig.3 Heat flux density vs.inclination angle of lower head

在計算過程中有如下假設：1）給定系統背壓為0.103 15MPa，并認為其不發生變化；2）由于是穩態計算，加熱功率恒定，不隨時間變化；3）計算時間為10 000s。

2 程序驗證

為研究RELAP5程序及1.2、1.3節中所述的建模過程對壓力容器外部冷卻現象的適用性，采用上海交通大學REPEC實驗進行初步的驗證計算。該實驗是上海交通大學開展的壓力容器外部冷卻研究實驗，試驗段部分采用寬度D為150mm的一維切片結構對外部流道進行1∶1高度模擬。

圖5為REPEC實驗臺架的示意圖。建模過程與1.2、1.3節所述一致。RELAP5計算結果與實驗結果的比較示于圖6。

圖5 REPEC實驗臺架示意圖［5］Fig.5 Schematic diagram of REPEC test facility［5］

圖6 RELAP5計算結果與實驗結果的比較［5］Fig.6 Comparison of RELAP5and experiment results［5］

圖6表明，在進行不同入口溫度的4個工況模擬中，計算結果與實驗結果一致，循環流量相對誤差最大值為3.3%，試驗段出口溫度相對誤差最大值為2.54%。因此可知，RELAP5程序和本文所采用的建模方法可對壓力容器外部冷卻現象進行研究。

3 結果與分析

為研究流動參數和邊界條件對大功率堆ERVC自然循環流動和換熱能力的影響，本文結合大功率堆的設計特點，選取了入口面積、出口面積、加熱熱流密度、下封頭處流道間隙尺寸以及注水高度作為研究參數對ERVC的流動和傳熱進行敏感性分析。

3.1 入口面積的影響

在注入的冷卻水溫度為50℃、加熱熱流密度為參考值（圖3中RELAP5輸入）、出口面積保持為1.6m2不變的前提下，本文選取入口面積為入口面積參考值的50%、70%、85%、100%、125%、150%、175%和200%8種工況進行計算分析。

圖7示出入口面積對系統循環流量的影響。由圖7可見，隨入口面積的增大，系統循環流量呈增加的趨勢；但當入口面積大到某一值（本文算例中為0.84m2）時其對循環流量的影響變小。

圖7 入口面積對系統循環流量的影響Fig.7 Effect of inlet area on system circulation flowrate

圖8示出入口面積對壓力容器外壁面溫度和傳熱系數的影響。壓力容器外壁面溫度隨傾斜角的增大而上升，這主要是由熱流密度分布決定的。傾斜角θ＝20°時傳熱系數的趨勢發生變化，這是由傳熱機理決定的。在保溫層底部冷卻水保持為單相狀態，此時處于單相流體湍流狀態下的強制對流傳熱，RELAP5程序采用Dittus-Boelter公式［6］；而在θ＝20°的位置，壁面處于過熱狀態，壁面與冷水之間的傳熱變為過冷核態沸騰，此時采用Chen關系式［6］。

圖8 入口面積對壓力容器外壁面溫度和傳熱系數的影響Fig.8 Effect of inlet area on RPV outer wall temperature and heat transfer coefficient

3.2 出口面積的影響

本文選取出口面積為出口面積參考值的50%、70%、100%、150%和200%5種工況進行研究，入口面積為0.56m2不變，其余初始條件與3.1節中的相同，結果與3.1節進行比較，如圖9所示。由圖9可知，出口面積對系統參數的影響與入口面積對系統的影響相似，但出口面積的改變對系統的影響較入口面積的影響要小。在面積比由50%增至200%的過程中，出口面積的改變僅使循環流量增加了19.8%，出口溫度降低了3.5℃左右；而入口面積的改變使循環流量增加了144%，出口溫度降低了19℃左右。

圖9 出口面積對系統循環流量和出口水溫的影響Fig.9 Effect of outlet area on system circulation flowrate and outlet temperature

3.3 加熱功率的影響

在保證下封頭加熱功率隨角度分布（圖4）不變的前提下，成比例地降低和升高加熱功率，進而研究其對系統性能的影響。本文選取加熱功率為參考功率的30%、50%、70%、100%、150%和160%6個工況進行敏感性分析。入口水溫給定為50℃，入口和出口面積均為參考值。

圖10示出加熱功率對系統循環流量的影響。由圖10可知，系統循環流量隨加熱功率的升高而增大。這是由于在入口水溫均為50℃的情況下，加熱功率的升高使冷卻水吸收更多的熱量，則出口水溫更高，加熱段內兩相混合物的密度會更小，從而產生更大的驅動力提高自然循環的流動。

圖10 加熱功率對循環流量的影響Fig.10 Effect of heating power on circulation flowrate

圖11示出加熱功率對壓力容器外壁面溫度、傳熱系數及下封頭處空泡份額的影響。從圖11可知，在以圖4所示功率分布對下封頭進行加熱時，下封頭頂部（θ≈90°）最先出現沸騰危機，傳熱進入過冷膜態沸騰區域，此時壓力容器外壁面的溫度急劇上升，傳熱系數迅速減小。這主要與事故工況下壓力容器下封頭的熱流密度分布有關。在本文計算中，當加熱功率比（輸入功率／參考功率）達到1.6時會出現此現象，壓力容器外壁面溫度可高達2 200℃。此時，下封頭頂部的熱流密度達2.8MW／m2；而當下封頭頂部的加熱熱流密度為2.7MW／m2（對應加熱功率比為1.5）時，下封頭頂部區域仍處于核態沸騰換熱狀態。

圖11 加熱功率對壓力容器外壁面溫度、傳熱系數及下封頭處空泡份額的影響Fig.11 Effect of heating power on RPV outer wall temperature，heat transfer coefficient and void fraction at lower head

3.4 間隙尺寸的影響

本文選取環隙尺寸為0.088 9、0.12和0.158 8m3種計算工況。這里的間隙尺寸僅指下封頭的流道間隙寬度，且在建模過程中認為下封頭頂部和壓力容器豎直部分之間采用平滑過渡聯接。給定入口水溫為50℃，入口面積和出口面積分別為0.56m2和1.6m2，100%參考加熱功率。

間隙尺寸對系統循環流量和下封頭處冷卻水溫度的影響示于圖12。由圖12可知，間隙尺寸對系統循環流量和流道內水溫的影響并不明顯。這主要是由于流道間隙尺寸本身就較小，因此它的小范圍改變對系統整體特性的影響不大。但間隙尺寸的改變對局部換熱的影響顯著。

圖12 間隙尺寸對系統循環流量和下封頭處冷卻水溫度的影響Fig.12 Effect of gap size on circulation flowrate and coolant temperature at lower head

圖13示出間隙尺寸對壓力容器外壁面溫度和傳熱系數的影響。由圖13可知，在下封頭底部，間隙尺寸越小則傳熱系數越大，從而可帶走的熱量更多，使壓力容器外壁面的溫度越?。欢谙路忸^中上部，大一些的間隙尺寸更有利于壁面與流道間的傳熱，但0.12m和0.158 8m間隙尺寸對系統換熱的影響幾乎相同。這是由于0.088 9m的間隙尺寸工況下換熱在θ＝30°才開始由單相換熱進入過冷核態沸騰，而0.12m和0.158 8m的工況在θ＝20°就開始進入過冷核態沸騰，可見，在只有間隙尺寸不同，而其他初始和邊界條件相同的情況下，流道內進入過冷核態沸騰的位置對系統換熱情況的影響很大。

圖13 間隙尺寸對壓力容器外壁面溫度和傳熱系數的影響Fig.13 Effect of gap size on RPV outer wall temperature and heat transfer coefficient

3.5 注水高度的影響

以垂直通道內的注水高度高于排氣口0.5m為參考工況，另外取注水高度低于參考工況1m（即低于排氣口0.5m）和高于參考工況1m條件研究下降通道內注水高度對自然循環能力的影響。入口溫度為50℃，其余初始條件均為參考值。

下降通道內注水高度對系統循環流量和排氣口壓力的影響示于圖14。由圖14可知，當注水高度高于排氣口時系統流動穩定，而當注水高度低于排氣口時系統發生震蕩，這是因當注水高度低于排氣口時系統屬于開式循環流動，在高過冷度下處于流動不穩定區域，因此為避免系統的不穩定性，應保證注水高度高于排氣口。

圖14 下降通道內注水高度對系統循環流量和排氣口壓力的影響Fig.14 Effect of water level in vertical tunnel on circulation flowrate and pressure at steam venting

4 結論

本文采用RELAP5系統安全分析程序對壓力容器外部冷卻措施的自然循環能力進行了穩態分析，可得出以下結論。

1）入口面積的增加會促進系統的自然循環流動，當入口面積增加到一定值時這種影響會減弱；而入口面積的增加會使壓力容器壁面的傳熱系數減小，壁面溫度升高，從換熱角度出發，入口面積小更好，不過，由于考慮實際情況中流道內可能存在一些碎片，為不使其堵住流道，影響冷卻水的進入，入口面積不宜過??；而出口面積對系統流動和傳熱特性的影響趨勢與入口面積的影響相似。

2）加熱功率的提高有利于系統的自然循環流動，但同時壓力容器外壁面的溫度也會升高；而加熱功率增大到一定值時，下封頭頂部會最先出現沸騰危機。

3）下封頭的間隙尺寸對系統的循環流動影響很小，但其對環隙內的換熱存在一定的影響；在下封頭底部，小的間隙尺寸有利于壁面與流道內冷卻水之間的換熱，而在下封頭的中上部，稍大的間隙尺寸則對換熱更為有利。因此下封頭的間隙尺寸采用由下向上逐漸增加的設計更為合理。

4）要保證注水高度高于排氣口。

［1］ THEOFANOUS T G，LIU C，ADDITON S，et al.In-vessel cool ability and retention of a core melt［R］.America：Department of Energy，1996.

［2］ THEOFANOUS T G，SYRI S.The cool ability limits of a reactor pressure vessel lower head［J］.Nuclear Engineering and Design，1997，169（1-3）：59-76.

［3］ Westinghouse Electric Company LLC.AP1000 design control document［M／OL］.America：Nuclear Reactor Commission，［2013-01］.http：∥www.nrc.gov.

［4］ PARK R J，HA K S，KIM S B，et al.Twophase natural circulation flow of air and water in a reactor cavity model under an external vessel cooling during a severe accident［J］.Nuclear Engineering and Design，2006，236（23）：2 424-2 430.

［5］ 李飛，李永春，程旭.針對REPEC加熱實驗的RELAP5程序模擬與分析［J］.原子能科學技術，2012，46（7）：815-820.

LI Fei，LI Yongchun，CHENG Xu.Simulation and analysis on REPEC heating experimental mechanism［J］.Atomic Energy Science and Technology，2012，46（7）：815-820（in Chinese）.

［6］ The RELAP5Code Development Team.RELAP5code manual［M］.America：Idaho National Engineering Laboratory，1995.

Study on External Reactor Vessel Cooling Capacity for Advanced Large Size PWR

JIN Di1，LI Fei2，LIU Xiao-jing1，CHENG Xu1
（1.School of Nuclear Science and Engineering，Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China；2.State Nuclear Power Research Institute，Beijing100029，China）

External reactor vessel cooling（ERVC）is widely adopted as a part of invessel retention（IVR）in severe accident management strategies.In this paper，some flow parameters and boundary conditions，eg.，inlet and outlet area，water inlet temperature，heating power of the lower head，the annular gap size at the position of the lower head and flooding water level，were considered to qualitatively study the effect of them on natural circulation capacity of the external reactor vessel cooling for an advanced large size PWR by using RELAP5code.And the calculation results provide some basis of analysis for the structure design and the following transient response behavior of the system.

advanced large size PWR；external reactor vessel cooling；natural circulation capacity

TL333

A

1000-6931（2014）02-0277-08

10.7538／yzk.2014.48.02.0277

2012-11-29；

2013-01-27

金 頔（1987—），女，黑龍江哈爾濱人，碩士研究生，核能科學與工程專業