反應(yīng)堆壓力容器事故排氣系統(tǒng)設(shè)計與分析研究

賴建永　任云　張玉龍　曾　暢　王保平

【摘 要】事故過程中，壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器上部不可凝氣體的積聚對電廠安全造成了重大威脅。新一代的核電廠設(shè)計針對該問題提出了一系列的應(yīng)對措施。反應(yīng)堆壓力容器事故排氣系統(tǒng)可在事故后排出壓力容器頂部的不可凝氣體，有利于事故的緩解。本文詳細描述了事故排氣系統(tǒng)的設(shè)計要求和設(shè)計方案，并利用流體分析軟件flowmaster對系統(tǒng)設(shè)計方案進行了分析，確定了系統(tǒng)設(shè)計參數(shù)。

【關(guān)鍵詞】壓水堆核電廠；排氣；flowmaster

0 前言

美國三哩島核電廠事故過程中，反應(yīng)堆壓力容器上部不可凝氣體的積聚對電廠安全造成了重大威脅。燃料元件的主要成分包括鋯氧化物，在發(fā)生燃料包殼破損的嚴重事故下，鋯-水反應(yīng)會產(chǎn)生大量的氫氣。冷卻劑系統(tǒng)中的不可凝氣體的大量存在會阻礙冷卻劑的正常流動，從而影響堆芯的冷卻效果。三哩島事故后，該問題引起了業(yè)界的高度重視，要求“提供不可凝氣體從反應(yīng)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)。實現(xiàn)這些功能的系統(tǒng)必須能在主控制室操作，并且不應(yīng)導(dǎo)致不可接受地增大失水事故的可能性或?qū)Π踩珰ね暾栽斐刹豢山邮艿奶魬?zhàn)”[1]。目前，國際上先進壓水堆核電廠均設(shè)計有相應(yīng)的措施，以保證在能夠有效排出不可凝氣體。為進一步提高核電廠的安全性，并滿足《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》（HAF 102-2004）對嚴重事故緩解措施的要求，我國新建壓水堆核電廠開展反應(yīng)堆壓力容器高位排氣系統(tǒng)的研究。

本文對反應(yīng)堆壓力容器高位排氣系統(tǒng)的設(shè)計要求和設(shè)計方案進行了闡述，利用流體分析軟件flowmaster對系統(tǒng)設(shè)計方案進行了分析，確定了系統(tǒng)設(shè)計參數(shù)。

1 系統(tǒng)設(shè)計方案

1.1 系統(tǒng)功能

反應(yīng)堆高位排氣系統(tǒng)包括正常排氣和事故排氣兩部分，其中事故排氣子系統(tǒng)的功能為：在事故工況下排出反應(yīng)堆壓力容器頂部積聚的不可凝氣體，從而防止這些非凝結(jié)性氣體對反應(yīng)堆堆芯傳熱的影響。

1.2 設(shè)計要求

反應(yīng)堆壓力容器高位排氣系統(tǒng)的設(shè)計應(yīng)滿足如下要求：

a）事故排氣子系統(tǒng)屬于安全相關(guān)系統(tǒng)，其設(shè)計應(yīng)滿足單一故障準則的要求，以保證其事故后能正常運行；

b）由反應(yīng)堆壓力容器高位排氣系統(tǒng)泄漏或破口引起的反應(yīng)堆冷卻劑的喪失量，不應(yīng)超過正常的補給水量；

c）事故排氣子系統(tǒng)應(yīng)能排放高溫、高壓的過熱蒸汽、反應(yīng)堆冷卻劑、汽水混合物、放射性氣體、氦氣、氮氣及氫氣等；

d）事故排氣子系統(tǒng)的所有閥門應(yīng)在主控制室和遠程停堆站上操作，并應(yīng)在主控制室和事故后監(jiān)測系統(tǒng)顯示其狀態(tài)；

e）正常排氣子系統(tǒng)安全等級為1級，事故排氣子系統(tǒng)安全等級為2級。系統(tǒng)閥門和管道的設(shè)計壓力為17.23MPa（絕對），設(shè)計溫度為343℃，抗震1類。

1.3 系統(tǒng)方案

反應(yīng)堆高位排氣系統(tǒng)的設(shè)計示意圖見圖1，包括正常排氣和事故排氣兩部分，其中正常排氣管線，用于反應(yīng)堆啟、停過程的正常排氣。

事故排氣系統(tǒng)自正常排氣管線上引出，由兩個排氣系列構(gòu)成，每列包括兩臺串聯(lián)的事故排氣閥。兩列排氣管線在下游合為一條管線，通向有抑壓作用的接收裝置（卸壓箱）。

在事故排氣系統(tǒng)入口處設(shè)置一個內(nèi)徑為9.5mm的限流器，可在下游管道破裂或誤開工況下，限制冷卻劑的損失流量，能夠為化學(xué)和容積系統(tǒng)（RCV）補償，而不至于觸發(fā)專設(shè)安全系統(tǒng)動作。

2 系統(tǒng)分析

2.1 可壓縮流體分析原理

圖1 反應(yīng)堆高位排氣系統(tǒng)示意圖

可壓縮流體的計算，需滿足以下關(guān)系式：

總壓，

2.2 關(guān)于臨界流

當(dāng)流體進入管道的喉部位置，流速隨著壓力的降低而增大，直至聲速。當(dāng)流速達到聲速時的壓力比pt2/pt1被稱為臨界壓力比。臨界流發(fā)生在壓力比達到或小于臨界壓力比的時刻。

以下部件中易發(fā)生臨界：

1）向大容器或空間排放的管道末端；

2）管道截面增大（突擴或漸擴）；

3）彎管（邊界層分離流動）；

4）管道的緊縮處。

根據(jù)本文分析對象的特點，在系統(tǒng)的限流器和排氣閥位置可能會出現(xiàn)臨界流的情況。

2.3 flowmaster 模型

Flowmaster是專業(yè)的流體仿真、分析工具，在核能領(lǐng)域應(yīng)用非常廣泛。包含一系列精心設(shè)計的模塊用于各種各樣的系統(tǒng)管流計算。具有圖形化用戶交互界面，能夠幫助工程師快速而準確的對各種各樣的復(fù)雜流體系統(tǒng)進行仿真計算。本文利用flowmaster對反應(yīng)堆高位排氣

事故排氣系統(tǒng)進行建模計算。模型如圖2所示。

圖2 Flowmaster分析模型

2.4 分析計算

2.4.1 計算工況

為確定管道尺寸及下游背壓對排放流量的影響，本文考慮了如下工況：

a）關(guān)于背壓，本文考慮了卸壓箱處于正常背壓和最大背壓兩種情況；

b）對于管道尺寸，本文考慮了排氣管道為DN25和DN20兩種情況；

c）對于運行特性，本文考慮了只開啟一列排氣管道和同時開啟兩列排氣管道的情況；

d）對于閥門參數(shù)，對于不同的計算工況，假設(shè)不同閥門的阻力系數(shù)，得到閥門阻力系數(shù)與排放流量的關(guān)系。

2.4.2 邊界條件

計算時，將反應(yīng)堆壓力容器頂部聚積的不可凝氣體全部簡化成氫氣進行計算。系統(tǒng)分析需確定以下系統(tǒng)設(shè)計參數(shù)：管道尺寸、閥門參數(shù)、運行特性等。計算事故排氣工況采用的邊界條件如表1所示：

表1 邊界條件

2.4.3 驗收準則

根據(jù)系統(tǒng)設(shè)計要求，事故排氣系統(tǒng)的能力需滿足1小時內(nèi)排出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)總?cè)莘e一半的氫氣[2]。根據(jù)某核電廠的設(shè)計特點，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的總?cè)莘e約320m3。根據(jù)這一要求，該事故排氣系統(tǒng)應(yīng)具備的排放流量的能力至少應(yīng)為160m3/h。

2.5 分析結(jié)果

本文共分析了8種計算工況，計算列表如下（表2）：

表2 計算工況列表

對于每種工況，通過假設(shè)不同的閥門阻力系數(shù)，可得到不同工況下，閥門的阻力系數(shù)與排放流量的關(guān)系，計算結(jié)果詳見圖3。根據(jù)這一關(guān)系，在滿足根據(jù)驗收準則的要求的基礎(chǔ)上，綜合考慮管道尺寸、運行方式等因素，便可確定閥門的阻力系數(shù)要求。

圖3 不同計算工況下閥門阻力系數(shù)與系統(tǒng)排放流量的關(guān)系

另外，在計算中發(fā)現(xiàn)，對于DN20的管道由于孔板阻力系數(shù)較?。╠/D=0.61），所有計算工況未發(fā)生臨界現(xiàn)象；對于DN25的管道，由于孔板阻力系數(shù)較大（d/D=0.46），在同時開啟兩列排放管道的情況下，對于假設(shè)的閥門阻力較小的部分工況，會在孔板位置發(fā)生臨界現(xiàn)象（a1）。

除此之外，通過計算結(jié)果，可得到以下計算結(jié)論：

a）卸壓箱的背壓對系統(tǒng)排放能力幾乎無影響；

b）在事故工況下，考慮單一故障準則，僅開啟1列事故排氣管道，也能夠?qū)崿F(xiàn)要求的功能。

3 系統(tǒng)設(shè)計參數(shù)的確定

經(jīng)過對以上計算結(jié)果的比較分析，認為采用DN20管道對閥門阻力系數(shù)要求過于苛刻，故系統(tǒng)選擇DN25管道更合適。而系統(tǒng)的背壓對排放流量的影響可以忽略不計。

圖4為采用DN25的排放管道，分析同時開啟1列或2列排放管道的計算情況。由圖可知，為保證僅開啟1列排放管道即可滿足排放要求，閥門的阻力系數(shù)應(yīng)不大于36。

圖4 DN25排放管道閥門阻力與排放流量的關(guān)系

4 結(jié)論

本文通過在正常排氣系統(tǒng)的基礎(chǔ)上，增設(shè)事故排氣系統(tǒng)，以達到在事故工況下排出反應(yīng)堆壓力容器頂部聚積的不可能氣體的目的。利用flowmaster建模對反應(yīng)堆高位排氣系統(tǒng)進行計算分析，確定了系統(tǒng)的設(shè)計參數(shù)，滿足設(shè)計要求。

【參考文獻】

[1]NUREG-0737 Clarification of TMI Action Plan Requirements， II.B.1， “Reactor Coolant System Vents”[Z].

[2]Flow of Fluids Through Valves， Fittings and Pipe： Technical Paper No.410M by the Engineering Department Crane Co. ，1988[Z].

[責(zé)任編輯：湯靜]