基于SimCont的AP1000非能动安全壳冷却系统仿真实现

作者:魏巍;魏来;陈艳芳;谭超;林旭升 刊名:原子能科学技术 上传者:刘畅

【摘要】应用SimCont程序对AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统进行仿真建模,并以主蒸汽管道破裂、冷却剂环路冷管段双端断裂等最严重的设计基准事故为研究对象,仿真分析非能动安全壳冷却系统的响应和主要设备的功能实现,对仿真程序进行综合评价。结果表明:SimCont程序仿真模型能很好地反映出非能动安全壳冷却系统的功能,计算结果与安全分析报告基本吻合。

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AP1000是美国西屋公司设计的第3代核电机组型号。该类型机组在传统成熟的压水堆核电技术的基础上,引入安全系统非能动理念,其主要安全系统,如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等,均采用非能动设计。由于系统简单,不依赖交流电源,无需能动设备即可长期保持核电厂安全,非能动冷却显著提高了安全壳的可靠性[1]。本工作主要针对AP1000非能动安全壳冷却系统(PCS)的设计特点,采用核电厂安全壳仿真程序SimCont对其进行建模分析,仿真实现该系统在电厂正常工况及事故工况下的运行状态。1SimCont程序概述SimCont是中核武汉核电运行技术股份有限公司(CNPO)开发的核电厂安全壳仿真程序。该软件采用两相(气相和液相)多组分(H2O、N2、O2、H2、CO2和CO)非热均衡模型,已成功应用于模拟液相、气相的顺流和逆流等多种流动方式[2]。CNPO应用该程序进行多台二代改进型核电厂全范围模拟机项目的安全壳仿真建模。本工作采用该软件对非能动安全壳冷却系统动作时,钢壳壁面上冷凝水和冷却空气逆向流动并伴随蒸发的复杂过程及安全壳内部热工水力的相应过程进行模拟。2AP1000非能动安全壳冷却模型采用SimCont程序对AP1000非能动安全壳冷却系统进行建模,简要流程示于图1。PCS采用钢制安全壳壳体作为传热面,事故后被加热的钢壳外表面由PCS冷却流体(水和空气)通过对流、传导、热辐射及质量传递(水膜蒸发)等热传输机理进行冷却,热量通过空气自然循环的方式导出,而安全壳内的蒸汽则在安全壳内表面冷凝后回流至安全壳内换料水箱。建模过程主要是对其中的主要设备进行节点划分及对安全壳进行隔间的划分和建模等。需要指出的是,SimCont程序并不包含液膜蒸发及壁面冷凝模型,因此对PCS传热过程建模时需进行一些简化处理。把钢壳作为热构件处理,沿钢壳内、外表面分布的节点分别充当了内壁面的冷凝层及外壁的水膜蒸发层。通过热构件模拟钢壳内外节点之间的换热,并在对应的节点内部模拟蒸汽的冷凝及液相的蒸发,从而实现对安全壳内热量导出过程的模拟。为避免计算过于繁杂,同时又能充分模拟安全壳内的传热传质过程及主要安全设备的功能,建模过程中把安全壳内空间按建筑结构及主要设备划分为31个隔间,其中钢壳内主要设备房间划分为26个隔间,钢壳外空气自然循环流道划分成5个隔间,钢壳作热构件处理。由于安全壳与其他系统间的接口仅限于一些主要设备的散热及发生破口事故时的流量和热量的引入,因此,这些接口可通过在相应的安全壳隔间中引入热量或流量边界的形式进行模拟。隔间节点划分示于图2。非能动安全壳冷却水供应系统简化为一流量边界,通过安全壳31号节点引入,其冷却水的流量及焓列于表1。各隔间容积分配的详细情况列于表2。图1AP1000非能动安全壳冷却系统流程简图[3]Fig.1SimplifiedflowchartofPCSforAP1000[3]图2安全壳节点图Fig.2Nodalizationofcontainment表1PCS冷却水参数[3]Table1PCScontainmentcoolantparameters[3]时间/h流量/(kgs-1)焓/(kJkg-1)031.08111.86514.89111.861511.42111.86279.36111.86726.83111.863仿真分析选择主蒸汽管道破裂(事故1)及主冷却剂环路冷管段双端断裂(事故2)两个典型的核电厂设计基准事故为研究对象,并依据AP1000初步安全分析报告[4]中给出的事故瞬态(事故发生后破口处的蒸汽或冷却剂流量、温度及焓随时间的变化)作

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