地下核電站非能動安全殼冷卻系統運行特性研究

李峰　盧川　劉定明　周玲嵐

【摘 要】非能動安全殼冷卻系統依靠上升段和下降段密度差驅動形成的自然循環流動排出安全殼內熱量，此類非能動系統不需要外部電源、泵等能動設備，簡化了系統，依靠自然作用，不需要控制。在地下核電站中，非能動安全殼冷卻系統換熱器與換熱水箱之間的水位差高達180米，可形成很大自然循環驅動頭，利于自然循環流動和換熱。利用RELAP5模擬表明，隨著換熱器進口溫度上升，上升段出口處出現閃蒸，引起兩相自然循環流動振蕩和流動漂移現象，這會降低系統排熱能力，并對設備造成不利影響。

【關鍵詞】地下核電；兩相自然循環；流動不穩定；流量漂移

國產化第三代核電機組擬用于地下核電站建設。相比于建立在地上，將反應堆設置在山中或地面以下具有特殊的優勢：可提高假想嚴重事故后公眾安全和環境保護；可提高外部事件（地震等）的防護能力；可增強公眾對于核電廠的接受程度。國產化第三代核電機組設計有非能動安全殼冷卻系統，該系統設計采用非能動設計理念，用于在超設計基準事故工況和嚴重事故下將安全殼壓力和溫度降低至可接受的水平，保持安全殼的完整性，同時也用于實現安全殼的長期排熱。

地下核電非能動安全殼冷卻系統采用自然循環方式實現對安全殼熱量的導出。換熱水箱內存水延下降管流進換熱器，吸收安全殼內熱量后升溫，由于下降段流體溫度低，密度大，上升管流體溫度高，密度低，形成了流經換熱水箱-下降管-換熱器-上升管-換熱水箱的自然循環回路。換熱水箱與換熱器的高度差及密度差決定了自然循環驅動頭。一般地，高度差越大，驅動頭越高，自然循環流量越大。地下核電中，換熱器和頂部換熱水箱高度差達到180m，可形成較大的自然循環驅動頭。

與此系統類似，在日本全自然沸水堆設計中，一回路采用自然循環流動導熱，為提高自然循環流量，在堆芯出口增加了一個煙囪結構。但是，研究人員通過SIRIUS[1]裝置試驗發現在反應堆啟動過程中，堆芯出口水延煙囪向上流動，由于當地壓力逐漸下降，最終低于對應的飽和壓力，引起閃蒸。閃蒸現象會造成流動振蕩，影響自然循環換熱，并對設備造成沖擊。

本文針對地下核電站非能動安全殼系統的運行特性進行研究，研究該系統是否會出現閃蒸現象，以及閃蒸現象對自然循環流動的影響。

1 地下核電站非能動安全殼冷卻系統

該系統設計采用非能動設計理念，利用內置于安全殼內的換熱器組與安全殼的高溫空氣對流換熱和輻射傳熱，通過換熱器管內水的流動，連續不斷地將安全殼內的熱量帶到安全殼外，在安全殼外設置換熱水箱，引走從換熱器組導出的安全殼內熱量，利用水的溫度差導致的密度差實現非能動安全殼熱量排出。

2 分析評價

2.1 RELAP5模型（圖1）

分析程序采用一維兩流體最佳估算分析程序RELAP5/MOD3[2]。RELAP5求解非平衡態、非均相兩流體六方程，具備相關熱工水力模型模擬換熱器一次側含不可凝氣體的水蒸汽凝結換熱、換熱器管內熱傳導、換熱器二次側對流換熱、汽液間質量和能量傳遞，能夠計算單相水、單相汽和兩相流體摩擦壓力損失和局部壓力損失。另外，Kozmenkov等人[3]利用CIRCUS試驗數據也驗證了RELAP5程序模擬閃蒸引起的自然循環不穩定性現象的能力。

建立的RELAP5程序模型控制體長度均大于水力直徑，courant數相似，同時對于時間步進采用了半隱式方法進行，上述手段有助于提高數值計算的穩定性和收斂性。

2.2 換熱水箱溫度影響分析

本文選取事故后典型的安全殼狀態作為一次側邊界條件，壓力為0.48MPa，溫度為150℃，相對濕度為1.0。

安全殼冷卻系統投入后，利用自然循環作用持續地將安全殼內熱量傳遞到最終熱阱-換熱水箱，這會造成換熱水箱溫度持續上升。由于換熱器與換熱水箱高度差為180m，換熱器出口靜壓約為1.86MPa，安全殼內溫度總是低于換熱器出口對應的飽和溫度（約208℃），因此換熱器出口保持為單相水狀態。但是換熱器出口較高溫度的水沿上升管向上流動時，當地靜壓逐漸下降，最終可能達到對應的飽和壓力。

分析結果顯示，換熱水箱溫度上升到90℃后，開始出現閃蒸現象，造成自然循環流量和換熱功率的周期性振蕩。換熱水箱溫度上升到95℃后，閃蒸現象更顯著，發生流量漂移，流量及換熱功率較穩定，但數值小于單相結果。

圖 2、圖 3、圖 4分別給出了換熱器出口溫度、自然循環流量及換熱功率隨換熱水箱溫度的變化曲線。本文中，將發生閃蒸前區域稱為單相液自然循環流動區，發生閃蒸后自然循環流動振蕩區稱為兩相振蕩區，發生流量漂移后稱為兩相穩定區。

（1）單相液自然循環流動區

換熱水箱溫度在10℃-89℃范圍內取13個數據點。隨換熱水箱溫度上升，換熱器一、二次側溫度差下降，換熱功率下降（圖 5）。

（2）兩相振蕩自然循環流動區

當換熱水箱溫度升高到90℃時，換熱器出口溫度為104.2℃。該溫度水沿上升管向上流動，當到達上升管出口位置時，該溫度已達到當地壓力對應的飽和溫度，流體閃蒸，液體顯熱轉化為汽體潛熱，形成汽水兩相狀態（圖 6）。與單相水相比，兩相流動阻力增加，抑制自然循環流動，同時這會導致換熱器出口溫度上升（圖7）。另一方面，隨著氣泡產生，上升管內流體密度下降，下降管和上升管內流體密度差形成的自然循環驅動頭也在增加。自然循環驅動頭增加幅度大于阻力增加幅度，自然循環流量又上升，并將上升管內蒸汽完全排出。

隨后，流動受抑制時造成的高溫水流到上升段頂部，重新出現閃蒸現象，進入下一個振蕩周期。流動振蕩周期約為液體流過上升管的時間。

隨著換熱水箱溫度進一步升高，上升段出口含汽量越大，低流速區與高流速區占比更大，振蕩周期時間也更長（圖8）。

3）兩相穩定自然循環流動區

當換熱水箱溫度上升到95℃后，閃蒸產生氣泡量更多，自然循環驅動頭增加，但流動阻力增加更多，造成自然循環流量下降。

自然循環流量下降后，換熱器出口溫度繼續上升，閃蒸現象更顯著，進一步地抑制自然循環流動。最終，自然循環達到較為穩定的兩相運行狀態。此時，上升段頂部持續閃蒸，保持兩相狀態，流量和換熱功率均較低。流量和功率參見圖 2和圖 3兩相穩定區數據。

3 結論

本文研究了進口溫度對地下核電站非能動安全殼冷卻系統運行的影響。研究發現，隨著高位水箱溫度上升，該自然循環回路上升管內會出現閃蒸現象，造成兩相自然循環流動發生周期性振蕩或發生流量漂移。流動振蕩會對系統管路等結構造成持續沖擊，降低系統運行的可靠性，而流量漂移則會大幅降低系統排熱功率。

【參考文獻】

[1]M.Furuya， F.Inada， van der Hagen， Flashing-induced density wave oscillations in a natural circulation BWR mechanism if instability and stability map[J]. Nuclear Engineering and Design， 2005， volume 235.

[2]RELAP5v3.2 code manuals[M]. 1995.

[3]Kozmenkov， etc. Validation of RELAP5 code for the modeling of flashing-induced instabilities under natural-circulation conditions using experimental data from the CIRCUS test facility[J]. Nuclear Engineering and Design， 2012， volume 243：168-175.

[4]周濤，李精精，琚忠云，黃彥平，肖澤軍.非能動自然循環技術的發展與研究[J].核安全，2013（3）.

[5]徐錫斌，徐濟鋆，黃海濤，于平安.低壓下兩相自然循環流動不穩定性的實驗研究[J].核科學與工程，1996（2）.

[6]郭雪晴，孫中寧，張東洋.細長自然循環系統流動不穩定性實驗研究[J].原子能科學技術，2014，2，48（2）.

[7]武俊梅.自然循環兩相流動不穩定性的判別準則[J].西北紡織工學院學報，1999，3，13（1）.

[8]楊瑞昌，王彥武，王飛，唐虹，施德強，魯鐘琪.自然循環過冷沸騰流動不穩定性的實驗研究[J].核動力工程，2005（4）.

[責任編輯：湯靜]