核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

作者:孙涛;徐钊; 刊名:核动力工程 上传者:马志斌

【摘要】开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。

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非能动安全壳热量导出系统是国内自主研发的三代先进核电技术的一项标志性设计。该系统用于在核电厂超设计基准事故工况下安全壳的长期排热,使安全壳压力和温度降低至可以接受的水平,并保持安全壳的完整性。由于该系统的创新性设计,相关单位开展了大量的相关的实验和分析工作。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。1总体技术方案非能动安全壳热量导出系统设置有3个相互独立的系列。该系统的每个系列主要由安全壳内换热器组、安全壳外换热水箱及连接管道、阀门、汽水分离器部件等组成,如图1所示。工作原理是利用事故条件下排入安全壳内的高温工质加热系统内部换热器内的流体,借助回路内的冷热流体之间的密度差,产生自然循环驱动力,形成工质在系统内的自然循环。该系统通过冷凝和对流传热的方式,对壳内环境缓慢降温,进而降压,图1非能动安全壳热量导出系统布置示意图Fig.1LayoutDiagramofPassiveContainmentHeatRemovalSystem实现其安全功能。将整个系统划分为4个大的区段进行建模:(1)下降段;(2)换热器;(3)上升段;(4)换热水箱,并使用系统实验传热关系式模拟安全壳大气与换热器之间的热量传递。节点划分方案见图2。根据上述技术方案,开发的程序拟按照功能划分为不同的模块和子程序来分别实现计算程序的各部分功能,如图3所示。主要模块和子程序包括:Main-process主程序、循环回路计算功能模块、换热器换热计算模块、上升段两相压降计算模块、数学计算功能模块、物性存储与插值计算模块、数据初始化模块。图2非能动安全壳热量导出系统计算模型图Fig.2CalculationModelofPassiveContainmentHeatRemovalSystem2回路计算功能模块2.1功能本模块的功能是根据给定的初始条件和边界条件,使用一维连续、动量和能量守恒方程来模拟系统回路在自然循环驱动力作用下的流动现象。2.2基本假设针对所研究的流体系统,由于计算的主要目标是计算该系统运行时从安全壳内带出的热量,图3子程序结构图Fig.3SubroutineStructureDiagram并不关心系统内各个局部的流动情况,并且系统中管线的长度都远大于管线的直径,因此考虑使用一维单流体动力学方程组对系统进行建模。在建模过程中使用重要假设如下:(1)自然循环回路中冷却剂的流动是一维的;(2)除换热器外,回路中其他管道均为绝热;(3)在换热计算过程中,考虑换热管上轴向的温度差异;(4)上升段的流阻计算过程中,考虑两相流的重位压降、摩擦压降和加速压降。2.3计算模型2.3.1基本方程根据系统可能出现的运行工况,本文采用一维单流体动力学方程进行分析。连续方程:(A)(VA)0tx????(10)(28)??动量方程:2(VA)(VA)tx????(10)??F(PA)Agcosx???(28)-(10)?能量方程:(AH)(VAH)Etx????(10)(28)??式中,?为流体密度;t为流动时间;x为沿流动方向的管长;V为流体的流速;A为管道截面积;P为流体的压力;?为流体的流动方向与重力的夹角;g为重力加速度;H为流体的焓值;F为沿程阻力;E为换热量。2.3.2方程离散与边界条件对各节点的连续、动量和能量方程均采用了向前差分的隐式格式进行离散,结果为:_111()0jAAVAVtx????-----(10)(28)(4-1)__()AHHt?-?(10)jjAVHAVHQx??-----(28)(4-2)2221__11

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