核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

作者:黄政 刊名:核动力工程 上传者:余建

【摘要】RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。

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0引言反应堆冷却剂系统发生破口时,会有大量高能流体进入安全壳空间,使安全壳快速升温升压。若此时喷淋系统因故障或丧失电源而失效,进入安全壳的热量无法导出,则会威胁到安全壳的完整性,造成放射性物质释放到环境的严重后果。国内某三代核电厂采用一种不同于AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)。PCS采用自然循环回路实现降温降压,该系统涉及两相自然循环回路和安全壳2个部分。本文采用RELAP5和MELCOR程序耦合的方法进行分析,计算一回路冷管段双端断裂事故下安全壳和PCS瞬态响应过程,并对影响系统换热能力的主要参数进行分析,为工程设计提供参考。1系统组成本文研究的PCS系统原理图见图1。该系统的主要设备包括:并联布置的4台换热器、冷凝器、冷却水箱、稳压器以及相关的管道和阀门。冷却水箱与大气连通,液位始终高于冷凝器。连接在回路上的稳压器用于补偿系统运行时工质的体积变化,维持系统压力相对稳定。事故发生后,大量蒸汽进入安全壳,气体通过冷凝、对流和辐射作用将热量传递给换热器,图1非能动安全壳冷却系统原理图Fig.1SchematicDiagramofPCS依靠冷热源密度差和高度差产生的驱动压头克服回路沿程阻力损失,建立并维持工质的循环流动,从而将热量从换热器传递给冷凝器,再导入作为最终热阱的冷却水箱,使安全壳内的温度和压力降低。当换热器的热流密度较高时,流动工质甚至会达到对应压力的饱和温度而汽化。此时回路上升段、以及部分加热段将处于气-液两相流动状态,而下降段的工质经过水箱冷却后重新恢复为单相状态。2计算方法与模型2.1计算方法本文的研究对象主要包括PCS循环回路和安全壳2个部分。RELAP5是高度通用的热工水力分析程序,能够模拟包含复杂气-液两相现象的非核系统[1],因此PCS回路部分采用RELAP5MOD3.4程序模拟。目前版本的RELAP5不适用于模拟安全壳,还需配合其他安全壳分析程序。MELCOR是高度一体化的严重事故分析程序,能够模拟安全壳的热工水力响应[2]。本文采用RELAP5与MELCOR程序相结合,通过能量耦合的方式来分析计算安全壳和PCS的瞬态响应过程。计算方法为:(1)采用RELAP5程序计算不同恒定安全壳和水箱温度条件下的PCS稳态换热功率。(2)将上述功率拟合成关于安全壳和水箱温度的函数。(3)用MELCOR程序计算安全壳温度压力瞬态响应,PCS作为功率按上述函数变化的热阱进行模拟,并根据能量守恒实时修正水箱温度。2.2计算模型RELAP5程序模拟的节点划分见图2。循环回路划分为4段(121~124):加热段、上升段、冷却段和下降段。各段均采用PIPE水力学构件进行模拟,每段细分为10个控制体。编号131为稳压器,采用一个与时间相关的控制体(TMDVOL)来简单模拟。编号901和601分别模拟安全壳和冷却水箱,通过热构件与循环回路进行热交换。对于上升段和下降段则理想假设为绝热边界条件。编号700为外部环境,用TMDVOL模拟,为冷却水箱提供恒定压力边界。对于MELCOR程序的安全壳模型,出于简单考虑采用单节点模型,并且考虑安全壳内吸热图2RELAP5节点划分图Fig.2IllustrationofRELAPModelNodalization结构的影响。2.3系统参数本文模拟的PCS主要几何参数见表1。对于安全壳,自由容积取为6104m3。表1PCS主要几何参数Table1GeometricParametersofPCS设备设计参数参数值上升管道水力直径/m0.40长度/m10下降管道水力直径/m0.30长度/m10换热器/冷凝器传热

参考文献

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