池式低溫供熱堆慣性水箱安全分析

牛志新　劉興民　莊毅　汪功慶　田瑞峰

摘 要：慣性水箱是一種適用于池式低溫供熱堆的非能動安全裝置，用以替代主泵慣性飛輪，提高反應堆的安全性和經(jīng)濟性。本文對包含有慣性水箱的池式低溫供熱堆進行了主泵斷電事故分析，分析結果表明：當主泵發(fā)生斷電事故時，在液位差的作用下，慣性水箱能夠起到主泵慣性飛輪的作用，導出堆芯余熱，保證堆芯不會發(fā)生傳熱惡化現(xiàn)象。

關鍵詞：池式低溫供熱堆 慣性水箱 RELAP5

中圖分類號：TL364 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2019）04（c）-0108-03

Abstract： Inertial water tank is a kind of non-dynamic safety device suitable for pool-type low-temperature heating reactor， which can replace the inertial flywheel of main pump and improve the safety and economy of the reactor. In this paper， the main pump power-outage accident was analyzed for the pool-type low-temperature heating reactor with inertial water tank. The results show that when the main pump has a power outage accident， the inertial water tank can act as the inertial flywheel of the main pump， derive the residual heat of the core， and ensure that the accident will not deteriorate the heat transfer of the core.

Key Words： Pool-type Low-temperature Heating Reactor； Inertial Water Tank； RELAP5

為了進一步提高核電站的安全性，國內(nèi)外在新一代核電站設計中采用了非能動安全的概念[1]。在池式低溫供熱堆中采用了慣性水箱技術[2]。慣性水箱是安裝在反應堆水池中、一回路冷卻劑系統(tǒng)出口管道上方的設備，與一回路系統(tǒng)相連。在反應堆正常工作時，慣性水箱內(nèi)液位低于反應堆水池液位。一旦發(fā)生事故時，一回路冷卻劑系統(tǒng)失去作用，由于此液位差的存在，在重力的作用下，會使得反應堆水池中的水穿過堆芯，進入慣性水箱，在一定時間內(nèi)起到冷卻堆芯的作用，保證事故初期的堆芯安全。

目前，在反應堆設計中普遍采用主泵慣性飛輪的設計來導出事故時堆芯余熱[3]，而新提出的慣性水箱設計還未在實際中應用，國內(nèi)外也沒有此方面的研究。本文對于采用了慣性水箱設計的池式低溫供熱堆進行主泵斷電事故分析，研究其余熱排出性能。

1 系統(tǒng)建模

建立RELAP5計算節(jié)點圖如圖1所示。

（1）在建模過程中，冷卻劑在大尺寸水池內(nèi)流動情形可以近似等同于管道內(nèi)流動，所以在水池部分采用pipe部件對水池部分進行模擬。

（2）對于原型系統(tǒng)回路中的堆芯、慣性水箱等設備以及連接上述設備間的管道皆采用pipe部件進行模擬，并通過調(diào)節(jié)pipe部件中的能量損失系數(shù)使模型各主要部件在額定流量下壓降與原型保持相同。

（3）對于水池和慣性水箱壓力邊界，由于水池和慣性水箱頂部為連接不可凝氣相空間，所以在RELAP5模型中采用tmdpvol部件100和200模擬水池和慣性水箱頂部大氣壓強，并在pipe部件120和220與tmdpvol部件連接管道的部分空間初始條件設置為不可凝氣相空間，從而完成對水池和慣性水箱定壓邊界條件的模擬。

（4）在池式低溫供熱堆中，有部分流量經(jīng)旁流不直接冷卻堆芯，所以堆芯在建模中分為堆芯旁路271和平均通道272。并假設堆芯余熱全部用于加熱流經(jīng)平均通道的冷卻劑。

（5）板式換熱器在建模中將一、二回路流動簡化為等效直徑大小的圓管內(nèi)流動，而在換熱器熱構件中采用材料為不銹鋼的平板型熱構件，其左邊界為換熱器一回路側(cè)，右邊界為換熱器二回路側(cè)。

2 主泵斷電事故分析

根據(jù)圖1所建立的模型，將穩(wěn)態(tài)參數(shù)設置為如表1中所示的參數(shù)值。在此穩(wěn)態(tài)工況基礎上對主泵斷電事故進行研究分析。假設主泵在斷電事故瞬態(tài)二回路也立刻停止工作，即泵斷電的瞬間板式換熱器冷側(cè)流量立即降為零，系統(tǒng)在發(fā)生斷電事故后緊急停堆。

主泵斷電事故瞬態(tài)計算結果如圖2所示。

從圖2中可知，主泵發(fā)生斷電事故后，系統(tǒng)瞬態(tài)響應過程可以如下分為四個階段。

（1）第一階段：主泵斷電至主泵正過流量降為零。

第一階段是主泵斷電后的4.9s內(nèi)。由于主泵斷電，動力喪失，慣性水箱立即產(chǎn)生作用，水池中的冷卻劑在液位差的作用下流入慣性水箱，但回路驅(qū)動力會逐漸減小，不能維持系統(tǒng)額定流量，所以系統(tǒng)流量迅速下降。在慣性水箱的作用下，堆芯流量衰減速度遠小于主泵流量。由于在此階段中反應堆緊急停堆尚未完成，堆芯功率還處于較高水平，由圖2c可知，堆芯流量衰減速度大于堆芯功率的衰減速度，堆芯出現(xiàn)小幅溫度升高現(xiàn)象。但由圖2d可知，此時堆芯出口冷卻劑溫度還具有較大的過冷度，池內(nèi)冷卻劑系統(tǒng)整體處于單相狀態(tài)。

（2）第二階段：主泵正過流量降為零至水池與慣性水箱液位差降為零。

第二階段是主泵斷電后的4.9s～25.8s。此過程主要為慣性水箱作用階段，在水池與慣性水箱液位差的作用下，水池內(nèi)的冷卻劑通過堆芯流入慣性水箱，應急冷卻堆芯。在慣性水箱的作用下，堆芯流量的衰減速度小于堆芯功率衰減速度，此階段堆芯溫度呈下降趨勢。此外，由圖2a可知，池外回路具有一定的分流作用，會影響慣性水箱事故下的性能。

（3）第三階段：水池與慣性水箱液位差降為零至系統(tǒng)流量趨于穩(wěn)態(tài)。

第三階段是主泵斷電后的25.8s～87.3s。此過程中水池與慣性水箱間的液位差已經(jīng)降為零，系統(tǒng)主要受初始動能和回路內(nèi)自然循環(huán)驅(qū)動力的綜合影響。由圖2a可知堆芯流量和接管流量在低流量區(qū)出現(xiàn)小幅震蕩現(xiàn)象，而主泵流量逐漸從逆流轉(zhuǎn)變?yōu)檎?。受此階段堆芯流量震蕩影響，由圖2c和d可知，堆芯冷卻劑溫度出現(xiàn)大幅度升高，但在自然循環(huán)驅(qū)動力的作用下，系統(tǒng)逐漸趨于自然循環(huán)流動，隨著堆芯功率的降低，堆芯處冷卻劑溫度也逐漸降低。此過程中池內(nèi)回路中冷卻劑都處于具有較大過冷度的液相狀態(tài)。

（4）第四階段：系統(tǒng)流量趨于穩(wěn)態(tài)之后的時間。

第四階段是主泵斷電后的87.3s以后。在此過程中自然循環(huán)驅(qū)動力起主導作用，驅(qū)動冷卻劑冷卻堆芯。

綜上所述，當系統(tǒng)發(fā)生主泵斷電事故后，慣性水箱設計可以有效起到慣性飛輪的作用，導出事故工況下的堆芯余熱。在發(fā)生斷電事故后的前50s內(nèi)，堆芯流量的衰減速度完全滿足相應安全規(guī)定要求。在事故后的200s內(nèi)，堆芯處冷卻劑都處于具有較高過冷度的液相狀態(tài)，堆芯不會出現(xiàn)傳熱惡化現(xiàn)象。

3 結語

當主泵發(fā)生斷電事故時，慣性水箱能夠起到主泵慣性飛輪的作用，導出堆芯余熱，保證堆芯不會發(fā)生傳熱惡化現(xiàn)象。且由于慣性水箱設計的特殊性，其在主泵發(fā)生卡軸事故后也能起到應急冷卻堆芯的作用。

慣性水箱在事故下的作用時間相對較短，且在事故前期會出現(xiàn)水擊現(xiàn)象，在事故末期會出現(xiàn)堆芯流量小幅度震蕩現(xiàn)象，這些都會對慣性水箱性能造成潛在影響，需增加額外措施緩解這些現(xiàn)象對堆芯安全造成的影響。

參考文獻

[1] Juhn P E， Kupitz J， Cleveland J， et al. IAEA activities on passive safety systems and overview of international development[J]. Nuclear Engineering and Design， 2000， 201（1）： 41-59.

[2] 田嘉夫.包含自然循環(huán)的強迫循環(huán)冷卻深水池核供熱反應堆：中國，01131099.5[P].2002-02-27

[3] 李貴敬，閻昌琪，王建軍.核動力裝置主循環(huán)泵運行參數(shù)優(yōu)化設計及惰轉(zhuǎn)瞬態(tài)分析[J].動力工程學報，2015，35（1）：83-88.

[4] 姜茂華，鄒志超，王鵬飛，等.基于額定參數(shù)的核主泵惰轉(zhuǎn)工況計算模型[J].原子能科學技術，2014，48（8）：1435-1440.

[5] 鄧紹文.秦山核電二期工程主泵瞬態(tài)計算[J].核動力工程，2001，22（6）：494-496.

[6] 張森如.主循環(huán)泵瞬態(tài)特性計算[J].核動力工程，1993（2）：183-190.