自然循環(huán)部分冷卻驅(qū)動壓頭喪失下的環(huán)路流量特性研究

申亞歐等

【摘 要】在SG二次側(cè)排熱減小類事故工況下，若反應(yīng)堆初始以自然循環(huán)狀態(tài)運行，當(dāng)破損SG二次側(cè)排熱喪失時，受影響環(huán)路流量可能完全喪失，對事故緩解及核電廠安全帶來不利。本文對上述工況下的環(huán)路自然循環(huán)特性進(jìn)行了研究，通過理論分析得到了不同環(huán)路自然循環(huán)流量的特性及主要影響因素，并通過模擬計算得到了不同冷卻速率工況下環(huán)路自然循環(huán)流量數(shù)據(jù)，最后對核電廠制定相關(guān)應(yīng)對措施方面提出了建議。

【關(guān)鍵詞】自然循環(huán)；流量喪失；冷卻驅(qū)動壓頭喪失

【Abstract】If the decrease in heat removal by SG secondary side accident occur at the time when the plant is operated at natural circulation condition， the flowrate of the affected loop may be totally lost when losing of the ability that heat removed by secondary side of the broken SG， which will bring disadvantages to the accident mitigation and the plant safety.. In present work， the natural circulation characteristics under the condition mentioned above was studied and the disciplinarian and the main impacting factors of the flow evolution of both affected and unaffected loop was gained theoretically. Some calculations had been performed， which given the loop flowrate data for different cooling velocities. Finally， some proposals about the responses should be taken by the plant under such situation was given.

【Key words】Natural circulation；Loss of flow；Loss of cooling-driven head

0 引言

反應(yīng)堆運行在自然循環(huán)工況時，若其中某環(huán)路蒸汽發(fā)生器（SG）二次側(cè)排熱能力喪失，則由于喪失冷卻驅(qū)動壓頭，該環(huán)路自然循環(huán)流量可能逐漸降低，甚至完全喪失。一旦該環(huán)路自然循環(huán)流量完全喪失，其內(nèi)滯留的冷卻劑由于得不到冷卻，將維持在環(huán)路流量喪失時的溫度，環(huán)路流量越早喪失，滯留的冷卻劑溫度越高。在后續(xù)降壓過程中，環(huán)路中滯留冷卻劑的過冷度逐漸降低，一旦達(dá)到飽和狀態(tài)即發(fā)生局部沸騰。由于余熱排出系統(tǒng)（RRA）的工作溫度較低，若RRA與發(fā)生流量喪失的環(huán)路相連，高溫的冷卻劑進(jìn)入系統(tǒng)后將增大系統(tǒng)失效的風(fēng)險。此外，若發(fā)生局部沸騰，還將增大RRA泵氣蝕失效的風(fēng)險，對核電廠事故后安全過渡至停堆狀態(tài)產(chǎn)生不利影響。

因此，研究上述部分冷卻驅(qū)動壓頭喪失情況下的環(huán)路自然循環(huán)流量特性，尤其是確定影響受影響環(huán)路流量喪失的主要因素，對于核電廠在對應(yīng)狀態(tài)下的緩解策略的制定有重要的意義。基于此，本文給出了部分冷卻驅(qū)動壓頭喪失下的環(huán)路自然循環(huán)流量特性規(guī)律及主要影響因素。在此基礎(chǔ)上，通過建模分析進(jìn)行了驗證，并給出了不同冷卻速率工況下環(huán)路自然循環(huán)流量數(shù)據(jù)。最后，基于研究結(jié)果，對核電廠事故應(yīng)急處理規(guī)程相關(guān)緩解策略給出了相應(yīng)的建議。

1 環(huán)路流量特性及影響因素研究

以典型的壓水堆核電廠為對象，研究自然循環(huán)工況下，一條環(huán)路冷卻驅(qū)動壓頭完全喪失時各環(huán)路的自然循環(huán)流量特性。其中，冷卻驅(qū)動壓頭喪失的環(huán)路稱為受影響環(huán)路，其他環(huán)路稱為未受影響環(huán)路，分析基本假設(shè)如下：

（1）為簡化分析，假設(shè)所有未受影響環(huán)路的熱工水力特性相同，即具有相同的流速、冷卻速率、溫度分布等；

（2）假設(shè)操縱員在開始執(zhí)行冷卻操作前選定一冷卻速率值，此后以該恒定的冷卻速率值對一回路進(jìn)行降溫；

（3）忽略冷卻劑與堆內(nèi)熱構(gòu)件、壓力容器壁面、冷熱管段管壁的換熱。

1.1 未受影響環(huán)路流量特性研究

冷卻開始之前，未受影響環(huán)路流量與堆芯衰變熱成正比；開始冷卻之后，由于冷卻劑降溫導(dǎo)致等式左側(cè)總功率增加，從而使得未受影響環(huán)路流量初始出現(xiàn)增大。此后，由于堆芯衰變熱隨時間逐漸減小，同時定壓比熱容隨溫度降低逐漸減小，未受影響環(huán)路流量開始逐漸下降。另一方面，由式（2）可知，未受影響環(huán)路流量與堆芯功率及初始選定冷卻速率呈單調(diào)遞增的關(guān)系，初始選定冷卻速率或堆芯功率越大，未受影響環(huán)路流量越大。

對于未受影響環(huán)路，由式（4）可知：其進(jìn)、出口壓差受提升壓降和摩擦壓降的影響。對于提升壓降，根據(jù)假設(shè)（2），當(dāng)以恒定速率冷卻時，SG傳熱管內(nèi)任意位置的冷卻劑溫度均以該恒定的冷卻速率降低，因此任意兩點間的溫差不變。由水物性可得，在溫差一定的情況下，密度差隨整體溫度的降低而降低?？芍词苡绊懎h(huán)路提升壓降僅受初始選定冷卻速率的影響，初始選定的冷卻速率越大，溫度降低越快，密度差降低越快，即提升壓降的降低越快。而當(dāng)初始冷卻速率選定后，未受影響環(huán)路提升壓降隨時間的變化即可確定，不受其他參數(shù)的影響。

對于摩擦壓降，由式（4）知，主要受環(huán)路流量的影響。由式（2）已知，未受影響環(huán)路流量主要受堆芯衰變熱功率以及初始選定冷卻速率大小的影響。

1.3 受影響環(huán)路壓降分析

在受影響環(huán)路未發(fā)生局部沸騰時，受影響環(huán)路內(nèi)流體為單相，式（4）可適用于受影響環(huán)路。由于受影響環(huán)路冷、熱管段通過下降環(huán)腔及上腔室與未受影響環(huán)路連通，因此其進(jìn)、出口壓降由未受影響環(huán)路進(jìn)、出口壓降決定。

受影響環(huán)路的提升壓降與未受影響環(huán)路提升壓降的產(chǎn)生機(jī)理完全不同：由于堆芯出口冷卻劑溫度以一定的冷卻速率降低，且受影響環(huán)路SG喪失冷卻能力，因此由熱段進(jìn)口流入受影響環(huán)路的冷卻劑溫度逐漸降低，沿?zé)峁芏沃晾涔芏蔚臏囟戎饾u增大。

且等式右側(cè)提升壓降項為0，可知m2近似與堆芯衰變熱成正比，且m2不會降為0；2）開始冷卻后，等式左側(cè)隨時間逐漸減小，等式右側(cè)提升壓降與環(huán)路流量呈單調(diào)遞減關(guān)系，即環(huán)路流量越小，提升壓降越大，由此知m2隨時間逐漸減小，直至為0，即流量完全喪失；3）提高初始選定冷卻速率，等式右側(cè)提升壓降增加更快，受影響環(huán)路流量減少更快，更早發(fā)生流量完全喪失。

2 環(huán)路流量特性驗證分析

第2節(jié)通過理論推導(dǎo)，得出了部分冷卻驅(qū)動壓頭喪失時環(huán)路自然循環(huán)流量特性的一般表達(dá)式。本節(jié)以某典型三環(huán)路壓水堆核電廠為研究對象，分析不同冷卻速率下各環(huán)路的自然循環(huán)流量特性，以驗證上文的結(jié)論。

采用先進(jìn)的兩相流熱工水力程序CATHARE模擬計算瞬態(tài)過程的熱工水力響應(yīng)。

2.1 分析工況

在壓水堆核電廠事故緩解策略中，針對不同的事故或事故后果，制定了不同的冷卻速率要求，即：14℃/h、28℃/h及56℃/h。因此，本節(jié)基于典型的二回路排熱減少事故——給水管道破裂事故，分別針對上述三種冷卻速率進(jìn)行計算分析。在操縱員開始冷卻、降壓之前，上述三個工況的瞬態(tài)發(fā)展是完全一致的，因此本文僅給出操縱員開始冷卻后的結(jié)果。

2.2 未受影響環(huán)路

圖1給出了不同冷卻速率下各環(huán)路的自然循環(huán)流量。可見，三種冷卻速率下未受影響環(huán)路的自然循環(huán)流量基本相近，受影響環(huán)路流量的變化未對未受影響環(huán)路流量產(chǎn)生明顯影響。此外，初始選定冷卻速率越大，未受影響環(huán)路流量隨之略有增大。此結(jié)果與式（2）所示特性一致。

圖2給出了各工況下未受影響環(huán)路和受影響環(huán)路的環(huán)路進(jìn)、出口壓差曲線。由圖2可得，未受影響環(huán)路進(jìn)、出口壓差總體上呈緩慢降低的趨勢，初始選定冷卻速率越大，環(huán)路進(jìn)、出口壓差越大，且受影響環(huán)路的進(jìn)、出口壓差與未受影響環(huán)路壓差變化趨勢完全一致，與第2.2節(jié)結(jié)論一致。

2.3 受影響環(huán)路

由式（6）及式（7）可知，在一定的冷卻速率下，環(huán)路自然循環(huán)流量越小，SG傳熱管內(nèi)任意兩點間的冷卻劑溫差越大。圖3及圖4分別給出了28℃/h工況及56℃/h工況下從SG傳熱管進(jìn)口至出口等距離劃分的7個位置上的冷卻劑密度變化曲線。

另一方面，由圖4可知，當(dāng)選定更大的冷卻速率時，受影響環(huán)路SG傳熱管不同位置處的密度變化更快，相鄰位置間的密度差增加也更快。這與式（7）及式（11）的結(jié)論一致。

表1則分別給出了28℃/h工況和56℃/h工況下受影響環(huán)路流量為零時刻的SG傳熱管進(jìn)、出口溫度和密度。

從表1的數(shù)據(jù)中可以看出，兩個工況在流量為零時刻的溫度和密度絕對值差異較大，但溫度和密度的差值是相近的。根據(jù)式（11），受影響環(huán)路流量為零時，其摩擦壓降為零，因此提升壓降等于未受影響環(huán)路提升壓降和摩擦壓降之和。由式（4）結(jié)論可知，未受影響環(huán)路的提升壓降和摩擦壓降為隨時間逐漸減小的函數(shù)。因此，受影響環(huán)路流量喪失越早發(fā)生，未受影響環(huán)路提升壓降和摩擦壓降越大，即受影響環(huán)路提升壓降越大。故56℃/h工況的受影響環(huán)路SG進(jìn)、出口密度差略大于28℃/h工況下的值。

3 規(guī)程編制建議

由上文的分析結(jié)論可知，壓水堆核電廠在制定給水管道斷裂等SG二次側(cè)排熱減小事故應(yīng)對策略時，應(yīng)考慮以下幾點：

1）應(yīng)根據(jù)主泵是否運行，即反應(yīng)堆是否處于自然循環(huán)狀態(tài)，分別制定不同的應(yīng)對策略；

2）當(dāng)判定反應(yīng)堆處于自然循環(huán)狀態(tài)時，在不影響成功過渡至安全停堆狀態(tài)的前提下，盡可能選擇較低的冷卻速率，以避免出現(xiàn)環(huán)路流量喪失的現(xiàn)象；

3）反應(yīng)堆處于自然循環(huán)狀態(tài)時，應(yīng)盡可能利用可監(jiān)測的參數(shù)組合判斷受影響環(huán)路自然循環(huán)流量大??；

4）若發(fā)生環(huán)路自然循環(huán)流量喪失，則在后續(xù)操作中應(yīng)注意盡量將上充、下泄以及余熱排出系統(tǒng)與未受影響環(huán)路相連接，以降低相關(guān)系統(tǒng)設(shè)備損傷的風(fēng)險。

4 結(jié)論

本文對自然循環(huán)喪失部分冷卻驅(qū)動壓頭下的環(huán)路流量特性進(jìn)行了研究，分別得出了未受影響環(huán)路及受影響環(huán)路流量特性及壓降特性的一般表達(dá)式。在此基礎(chǔ)上以一典型壓水堆核電廠為對象，開展了模擬驗證分析。研究結(jié)果表明，上述情況下的環(huán)路自然循環(huán)流量具有以下特性：

1）未受影響環(huán)路自然循環(huán)流量主要受堆芯衰變熱及冷卻速率的影響，且隨堆芯衰變熱或冷卻速率的減小而減??；

2）未受影響環(huán)路進(jìn)、出口壓降主要受環(huán)路流量及冷卻速率影響，且隨未受影響環(huán)路流量或冷卻速率的降低而降低。受影響環(huán)路進(jìn)、出口壓差由完好環(huán)路決定；

3）受影響環(huán)路提升壓降受冷卻速率及環(huán)路流量的影響，冷卻速率越大或環(huán)路流量越小，提升壓降越大；

4）受影響環(huán)路自然循環(huán)流量大小主要受初始選定冷卻速率影響，初始選定冷卻速率越大，流量衰減速率越快，流量完全喪失發(fā)生時間越早。

本文最后根據(jù)上述結(jié)論，對核電廠相關(guān)事故應(yīng)對策略提出了建議，以防止SG二次側(cè)排熱減小事故在自然循環(huán)運行時出現(xiàn)受影響環(huán)路失流。相關(guān)研究內(nèi)容為壓水堆核電廠事故后具體應(yīng)對措施的制定提供了理論依據(jù)，同時為核電廠應(yīng)急處理規(guī)程的編制提供了借鑒。

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[責(zé)任編輯：劉展]