高位排氣系統(tǒng)排放容量要求及主要影響因素分析

武鈴珺+王小吉+鄧堅

【摘 要】在三哩島事故中，反應堆冷卻劑系統(tǒng)內氫氣氣泡的產生并積聚在壓力容器頂部位置阻礙了冷卻劑流動，從而影響了堆芯的冷卻效果。為消除事故過程中大量積聚在反應堆壓力容器頂部的不可凝結氣體對機組安全造成的重大威脅，電站需要設置壓力容器頂部的事故排氣系統(tǒng)，在事故中通過此系統(tǒng)將大量積聚在反應堆壓力容器頂部的不可凝結氣體排出。對于高位排氣系統(tǒng)，其排放不可凝氣體的容量受多種因素的影響，文章將對此系統(tǒng)排放容量的要求及其因素進行分析。

【關鍵詞】高位排氣；氫氣；系統(tǒng)容量

【Abstract】One of the post-TMI requirements is that each applicant and licensee shall install reactor vessel head vent system （RVHVS）. The basic function of RVHVS is to remove non-condensable gases or steam from the reactor vessel head. This system is designed to mitigate a possible condition of inadequate core cooling or impaired natural circulation resulting from the accumulation of non-condensable gases in the Reactor Coolant System （RCS）. This paper will discuss the venting capability criterion for RVHVS， and compares the impact of several main affect factors in meeting this criterion.

【Key words】Reactor vessel head vent system； Hydrogen； Venting capability

0 引言

在美國三哩島事故（TMI-2）中，反應堆冷卻劑系統(tǒng)內產生的氫氣氣泡在壓力容器頂部等位置積聚，阻礙了冷卻劑流動，從而影響了堆芯的冷卻效果?；谝陨显?，三哩島事故之后，美國修訂并出臺新規(guī)定（10 CFR 50.44修訂、50.46a），要求所有電廠需“提供不可凝氣體從反應堆高位排放的能力以及其它為維持足夠堆芯冷卻要求的系統(tǒng)。”[2]用以事故中排出積聚在一回路高位處的不可凝氣體。目前，美國在役的多數(shù)核電廠以及其所設計的AP1000堆型均設置了高位排氣系統(tǒng)。法國EPR堆型核電廠在提交給美國的U.S. EPR的后期設計中也考慮了設置專門的高位排氣系統(tǒng)。

在我國自主研發(fā)的三代百萬千瓦級壓水式反應堆上也增設了事故后高位排氣系統(tǒng)，在事故過程中通過此系統(tǒng)將大量積聚在壓力容器頂部的不可凝結氣體排出，保持反應堆冷卻劑系統(tǒng)唯一汽水界面。電廠增設此系統(tǒng)，有利于事故工況下維持堆芯冷卻，緩解事故進程。

1 系統(tǒng)簡介

反應堆高位排氣系統(tǒng)由兩列平行的流動路徑構成，每列包括兩個串聯(lián)的排放閥。系統(tǒng)管路上設置有一個限流孔板，其目的是為滿足SRP 5.4.12中LOCA限值要求，即由高位排氣系統(tǒng)泄漏或破口引起的反應堆冷卻劑的喪失量不應超過正常的補給水量，故此限流孔板尺寸最大為當量直徑9.5mm。排放系統(tǒng)連接通向卸壓箱的排放管線，最終通過卸壓箱排放入安全殼。系統(tǒng)簡化流程示意圖如圖1。

2 排氣系統(tǒng)容量需求

關于高位排氣系統(tǒng)容量的衡量標準，在NUREG-0737中指出，可通過多種方式來確定排氣系統(tǒng)的排氣尺寸，其中一種方式，也是NRC認為很合理的方式，是指定在規(guī)定排放時間內排出不可凝氣體的體積[3]。例如，具備在1小時內排放相當于反應堆冷卻劑系統(tǒng)一半容積的不可凝氣體的能力。之后，在核電廠的應用過程中，這一推薦的評判標準被廣泛接受及應用，例如美國Watts Bar 核電廠1、2號機組、Indian Point 3 核電廠、Indian Point 2 核電廠以及U.S. EPR，在其高位排氣系統(tǒng)容量論證時均采用了這一準則。之后，在URD第三卷中也明確了對此系統(tǒng)容量的要求“The safety depressurization and vent system （SDVS） shall have sufficient capacity to vent one-half of the RCS volume in one hour”[4]。

對于我國自主研發(fā)的三代百萬千瓦級壓水式反應堆，其反應堆冷卻劑系統(tǒng)熱態(tài)總容積約為320m3，因此，高位排氣系統(tǒng)容量的驗收準則是：在反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計壓力和溫度下，高位排氣系統(tǒng)能夠通過并聯(lián)的兩列路徑中的任意一列在1小時內排放約160m3的氫氣。

3 驗收準則討論

在所采用的針對高位排氣系統(tǒng)的容量準則中有兩個問題不夠明確：

3.1 未明確指出需求排氣體積是衡量管路中哪個位置的排放能力

準則必須具備一定的通用性，必然是選擇具有可衡量的統(tǒng)一標準，高位排氣系統(tǒng)路徑中壓降梯度較大，可壓縮氣體在其內的密度變化差異較為顯著，在此前提下，不可能選取某一中間位置作為衡量的依據(jù)。據(jù)此，排放準則中可衡量的位置僅可能為排放路徑初始位置（即，壓力容器出口處）或者排放路徑末端（即安全殼入口處）。

假設準則采用的是排入安全殼的氣體體積作為容量論證數(shù)據(jù)，則在安全殼環(huán)境下（壓力0.101MPa）滿足一小時排放160m3氫氣的要求，所排放的氫氣質量約為15kg，即使是考慮取安全殼設計工況（壓力0.52MPa）的條件，折合氫氣質量也僅約48kg。對于我國自主研發(fā)的三代百萬千瓦級壓水式反應堆，100%鋯水反應產生的氫氣總質量約1000kg，即使是我國現(xiàn)行六百兆瓦級核電站，其100%鋯水反應產生的氫氣總質量也有約700kg。相較于此數(shù)值，安全殼入口處氫氣體積的衡量標準顯然是不具有參考性的，也很顯然無法滿足高位排氣系統(tǒng)設定功能的基本要求。因此，此種假設可以被排除。

如果采用排放路徑初始位置（即壓力容器出口處）的氫氣體積作為衡量標準，滿足一小時排放160m3氫氣的要求，所排放氫氣質量約為1080kg（壓力容器壓力、溫度分別為設計值17.23MPa、343℃）相較100%鋯水反應所能產生的氫氣總質量1000kg（約），具有一定的可參考性，也符合排氣系統(tǒng)設定功能的基本要求。

因此，可以判斷準則中所指排放氫氣體積的參考位置為排氣路徑的初始位置，即排放管與壓力容器連接處。

3.2 在準則中并未明確指出需求排放氫氣的狀態(tài)是否包含水蒸汽

準則必須具備一定的通用性，必然是選擇具有可衡量的統(tǒng)一標準，在此前提下，準則中并未明確指出要求排放氫氣的狀態(tài)是否包含水蒸汽，則只能有兩種可能，其一，準則所判斷的氫氣排放量為干氫氣狀態(tài)，不包含水蒸汽；其二，氫氣排放標準所指為包含飽和蒸汽的狀態(tài)。

假設排放標準所指為包含飽和蒸汽的狀態(tài)，則在準則要求的反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計壓力和溫度下，僅考慮9.5mm限流孔板處阻力的情況中（阻力最小化假設），排氣系統(tǒng)一小時排放混合氣體20m3（約），此數(shù)值與我們所需的一小時排放160m3氫氣的要求相差甚遠。如此，想得到滿足要求的排量只能增大限流孔板的面積來減小這部分阻力造成的影響，但需要擴大的程度為9.5mm的n倍，此種管徑尺寸無疑將大大增加了LOCA風險，這顯然與高位排氣系統(tǒng)設置要求中不增加LOCA風險是相違背的。

因此，可以判斷準則中所指氫氣為干氫氣狀態(tài)。

綜合以上分析，驗收準則的限制條件是：在壓力容器出口處干氫氣的體積流量。

4 排氣系統(tǒng)容量影響因素分析

高位排氣系統(tǒng)的排放介質為可壓縮流體（氫氣），其沿管道的壓力損失決定了管路各處的實際壓力，管路中的實際壓力和溫度又決定了該處的流體密度，而流體的密度又影響著該處壓降的計算。因此，可壓縮流體的壓降計算中，流體的密度和壓力有著較復雜的耦合，管道中具體位置的壓力和密度不容易確定。

為研究反應堆高位排氣系統(tǒng)容量及其影響因素，應用RELAP5計算程序，根據(jù)系統(tǒng)設計參數(shù)，進行建模，所采用的模型節(jié)點劃分如圖2所示。

排氣系統(tǒng)的排放能力取決于流體流經管路中所受各種阻力的總和。反應堆高位排氣系統(tǒng)的阻力來源有：限流孔板、排放閥門、管徑、管段長度、彎頭接管等。本文將對各阻力組成部分進行敏感性分析，研究影響高位排氣系統(tǒng)容量的主要因素。

擬定初始狀態(tài)為基準進行敏感性分析，初始假設條件為：

1）高位排氣系統(tǒng)采用了冗余的兩列排氣管線設計，容量分析時僅考慮一列閥門開啟情況。為使計算結果偏保守，選取管長較長的一條管線，即V-1閥門所在分支列進行分析；

2）反應堆冷卻劑系統(tǒng)始終處于設計壓力和溫度下，壓力：17.23MPa、溫度：343℃；

3）安全殼大氣環(huán)境取設計值，壓力：0.52MPa.a；

4）反應堆冷卻劑系統(tǒng)內全部為干氫氣；

5）排氣系統(tǒng)上游接管直徑（外）2.54cm（1 in），總長度約28m，有三通、彎頭等16個；排放閥后下游管直徑（外）30.48cm（12 in），到卸壓箱的排放管長度約為24m，有三通、彎頭等5個；

在初始假設條件下一列排放閥在1小時內氫氣排量為162.8m3，對于我國自主研發(fā)的三代百萬千瓦級壓水式反應堆，擬定初始設計狀態(tài)能夠滿足容量的需求。

4.1 限流孔板影響

為滿足SRP的要求，限流孔板只能選取≤9.5mm的尺寸，為研究限流孔板對容量的影響，分別選取不同的尺寸做敏感性分析，結果如表1。

4.2 事故排放閥影響

事故排放閥的喉部面積最終決定其排放能力，分別選取不同尺寸的事故排放閥喉部面積做敏感性分析，結果如表2。

4.3 管徑影響

排放管的管徑將直接影響到限流孔板和排放閥的阻力。排放系統(tǒng)下游所連接的排放管直徑為12in部分，其位置在排放閥后，管徑較流道前端管徑大n倍，對總體阻力的影響很小，這里不做分析。根據(jù)實際排放管規(guī)格，分別選取不同尺寸的上游管管徑做敏感性分析，結果如表3。

4.4 管長度影響

管子長度對流體在排放管中所受摩擦阻力有一定影響。在固定的電站設計中，排氣系統(tǒng)的布置位置是確定的，管子長度的減小是十分困難的，因此分別不同程度的等比例增大上游管總長度做敏感性分析，結果如表4。

4.5 彎頭、三通等影響

排放路徑中的彎頭、三通的個數(shù)會增加流體在排放管中所受的阻力總和。在固定的電站設計中，排氣系統(tǒng)的布置位置是確定的，彎頭、三通的個數(shù)減少是十分困難的，因此分別增加上游管中彎頭、三通的個數(shù)做敏感性分析，結果如表5。

4.6 結果分析

為滿足SRP的要求，排氣系統(tǒng)中限流孔板的孔徑存在一允許的最大值，如果減小這一孔徑，會在很大程度上影響系統(tǒng)的排放能力，孔徑越小對流體的阻礙作用越大。

排放閥的排放能力增加（喉部）會很明顯的增加系統(tǒng)的排放能力，但也應注意到，當排放閥喉部直徑接近排氣管管徑時，其對流體的阻礙作用會越來越弱，對系統(tǒng)排放能力的影響也越小。

管徑的選擇將直接影響到限流孔板和排放閥部位的阻力，當排氣管徑與限流孔板或排放閥的喉部直徑相近時，管徑的變化對排量的影響較為明顯，但當管徑較限流孔板孔徑或排放閥的喉部直徑比值超過一定范圍時，管徑對其阻力的影響將不再顯著，因此對于管徑對排氣系統(tǒng)排放能力的影響，需與限流孔板和排放閥喉部一起考慮，存在一優(yōu)化值。

排氣管長度的增加將直接造成流體在流道中所受沿程摩擦阻力的增加，但由分析結果可以看出，沿程阻力對排量的影響較小，即排氣路徑中沿程摩擦阻力是很小的。

三通、彎管等部件成倍增加的情況下，排氣系統(tǒng)的容量并未受到較大的影響，表明排氣路徑中這部分阻力也是較小的。

5 結論

對于專為防止事故下不可凝氣體在壓力容器頂部積聚所設置的高位排氣系統(tǒng)，其系統(tǒng)容量的衡量標準可采用“在反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計壓力和溫度下，高位排氣系統(tǒng)能夠在1小時內排放相當于反應堆冷卻劑系統(tǒng)一半容積的不可凝氣體（在壓力容器出口處干氫氣）?！?/p>

影響高位排氣系統(tǒng)容量的主要阻力源為限流孔板和排放閥。流道中管徑的選取可根據(jù)限流孔板孔徑和排放閥阻力來進行優(yōu)化，管長及三通等阻力貢獻單元對排量的影響較前者要小的多，可根據(jù)實際需要確定。

【參考文獻】

[1]U.S.NRC， “Follow up Actions resulting from the NRC Staff Reviews Regarding the Three Mile Island Unit 2 Accident”，1979[Z].

[2]U.S.NRC， “Acceptance Criteria for Reactor Coolant System Venting Systems”， 10 CFR 50.46a， 2003[Z].

[3]U.S.NRC， “Clarification of TMI Action Plan Requirements： II.B.1， Reactor Coolant System Vents”. NUREG-0737， 1980[Z].

[4]EPRI， “Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document： VOLUME II”， Rev 8， 1999[Z].

[5]U.S.NRC， “Standard Review Plan： 5.4.12 Reactor Coolant System High Point Vents”， NUREG-0800， Revision 1， 2007[Z].

[6]U.S. EPR， “FSAR： 5.4.12 Reactor Coolant System High Point Vents”， Rev 2， 2010[Z].

[責任編輯：湯靜]