冷段大破口失水事故长期冷却及硼浓度特性研究

高颖贤，申亚欧，党高健

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）

冷段大破口失水事故长期冷却及硼浓度特性研究

高颖贤，申亚欧，党高健

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）

文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR，对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究，并分析了破损环路热段安注流量大小对堆芯冷却的影响。研究表明：在热段安注总流量为614 m3/h时，破损环路对应热段安注流量的不同，不会对流入堆芯冷却有较大影响，破损环路热段安注流量差异不会对堆芯冷却有较大影响；切换至同时安注后堆芯硼浓度很快与系统达到平衡。

长期冷却；硼浓度；大破口失水事故；CCFL

失水事故是压水堆核电厂限制性的设计基准事故之一，也是安注系统设计的基准之一。在失水事故下，堆芯实现再淹没后，安注系统的设计仍应能保证事故长期阶段堆芯的冷却。

ACP1000核电厂早期设计采用了中压安注系统和低压安注系统相结合的安注系统配置方案。当发生失水事故后，安注首先通过冷段直接注入水，当换料水箱逐渐排空后，安注转入地坑再循环阶段。在这个阶段，堆芯出口可能只是蒸汽，这取决于破口位置和尺寸。由于一回路及换料水箱均为含硼水，在冷段注入阶段，地坑内硼浓度可能逐渐降低，而压力容器和堆芯内硼浓度可能逐渐增加。为防止硼酸在堆内结晶，要求从冷段再循环注入切换到冷热段同时再循环注入。在冷热段同时安注阶段，由于衰变热作用，堆芯出口可能产生大量蒸汽，而由于蒸汽CCFL（反向流动限制）效应将阻碍热段安注流量注入堆芯，对堆芯的冷却可能造成影响。

本文采用先进的热工水力分析程序CATHARE，对ACP1000核电厂冷段大破口失水事故后冷热段再循环阶段的冷却问题进行了研究，以论证在蒸汽CCFL作用下安注设计能否确保堆芯的长期冷却及避免硼结晶。

1 分析程序及模型

1.1 分析程序

长期冷却分析采用CATHARE 2 V1.3L程序[1]。CATHARE是一个先进的两相流热工水力程序。它由包含6个基本守恒方程（分别描述液体和蒸汽的质量、能量和动量守恒）的一维模块组成。程序可以模拟相分离、分层、液体和蒸汽速率间的非机械平衡，包括逆流现象，也可以模拟非平衡热工行为中的临界流、冷水注射和再淹没现象。程序能够较好预测夹带是否存在，并能够计算出热管中夹带的安注水量，这是分析中存在的主要物理现象。

1.2 CCFL模型

在气液两相逆向流动中，当液体以一定流量从竖直管上部向下成膜状流动，气体以低流量自下向上流动，逐渐增加气相流量达到一定程度时，环状液面出现较大波浪，管段压差显著增高，管子上部有水带出；若继续增加气相流量，带出的水越来越多，最后注入的水全部随气体向上做环状流量。这种现象称之为反向流动限制。

在压水堆核电厂中，CCFL现象存在于特定的事故过程中，如失水事故后堆芯上板的淹没，小破口失水事故中蒸汽发生器（SG）入口腔的淹没，直流蒸汽发生器传热管支承板处的淹没等过程。CCFL现象对于失水事故后的反应堆安全有着重要的影响。M.J.Dillistone基于UPTF热管段分离效应试验[2]、Loomis等人基于Semiscale装置的小破口失水事故试验[3]对RELAP5/MOD2程序进行了验证，分析结果指出了RELAP5/MOD2无法合理模拟堆芯上板、SG入口腔的淹没现象。这可能导致事故过程中堆芯水装量被高估。

目前的系统热工水力分析程序，如RELAP5/MOD3、COBRA-TRAC、CATHARE中均专门设置了模型对CCFL现象进行了考虑。较常用的CCFL模型包括Wallis关系式或Kutateladze关系式。

在采用CATHARE程序[4]进行失水事故分析时，对于堆芯上板的CCFL效应通常采用Kutateladze关系式模拟。

2 系统初始状态确定

确定冷热段安注再循环开始时的反应堆冷却剂系统（RCS）状态（包括压力、温度、堆芯出口蒸汽流量、硼浓度等）是进行长期研究的基础。

假定在冷段大破口失水事故后某时刻进行冷热段安注切换。在切换前，破损环路的安注流量假设全部从破口流失掉外，完好环路的安注流量部分直接旁通至破口，大部分流量被注入堆芯，堆芯的热量被及时导出。进行冷热段同时安注切换后，完好环路安注流量仍然存在部分流量被直接旁通至破口，而完好环路和破损环路热段安注流量则试图通过上腔室流入堆芯，此时堆芯产生的向上蒸汽流动将阻碍热段安注在上腔室的向下流动。这种对于液相流量的流动限制与此时的系统压力、蒸汽流速、流体温度等有关。

堆芯出口蒸汽流速是影响CCFL作用的关键因素。蒸汽流速越高，向下的液相流速越小。堆芯出口的蒸汽流速取决于堆芯的余热水平、反应堆冷却剂系统压力及安注水温度。在本文研究分析中，考虑堆芯余热水平恒为37 MW。为使瞬态中堆芯出口蒸汽流速最大化，RCS系统初始压力应尽可能小。表1给出了安注水温度为90 ℃时，堆芯出口蒸汽流量与系统压力的关系。但是，在冷段安注再循环过程中，RCS压力不可能低至1 atm（1 atm=1.013 25×105Pa），即使考虑安全壳背压为1 atm。因此，为确定冷热段再循环切换时系统压力，本文通过对冷段安注过程的模拟（瞬态前1 000 s为冷段安注再循环阶段，瞬态后1 000 s为冷热段安注再循环阶段）来获取切换时系统的压力、温度等状态。分析中考虑瞬态初始RCS压力为1 atm，这也将导致再循环切换时系统压力更低。安全壳背压在事故过程中恒为1 atm。

表1 蒸汽流量与系统压力关系Table1 Relation between the steam flowrate and system pressure

同样，安注水温度也对堆芯的产汽量有一定影响。为使瞬态中堆芯出口蒸汽流速最大化，安注水温度应尽可能高。从大破口失水事故对安全壳压力温度影响来看，与衰变热相对应时刻的安全壳内地坑水温度已低于90 ℃。在本文的基本工况研究中，安注水考虑为安全壳背压对应的饱和温度（100 ℃）。

3 计算结果及分析

根据安注系统的设计，在一列安注有效的情况下，冷热段同时再循环阶段热段安注流量分别为528.0、43.0、43.0 m3/h。基本工况中考虑破损环路热段安注流量为528.0 m3/h，分析研究冷热段同时再循环时反应堆冷却剂系统的流动换热特性。

3.1 热段入口流动特性

从图1、图2可以看出，在冷段安注再循环阶段，堆芯产生的蒸汽以几乎相同的流量流入破损环路和完好环路的热管段。同时，部分液相流量也被夹带入热管段。

图1 热段入口液相流量Fig.1 The liquid flowrate of hot leg inlet 1—完好环路；2—破损环路

图2 热段入口汽相流量Fig.2 The gas flowrate of hot leg inlet 1—完好环路；2—破损环路

切换到冷热段同时安注再循环后，破损环路热段注入的安注几乎全部流入上腔室，向上流动蒸汽的CCFL作用对该环路热段安注的注入影响不大。对于完好环路，由于热段安注流量相对较小，蒸汽的CCFL作用效果较明显，热管段入口出现间歇的正向液相流量，即安注被夹带入热管段中。

蒸汽的CCFL作用首先使完好热段入口流量从反向流量逐渐减小直至出现一定的正向流量，在这个过程中，上腔室与热管段压差逐渐增大。同时，上腔室内大量蒸汽与稍过冷的热段安注流量的冷凝，一方面使向上的蒸汽流量减少，另一方面导致上腔室压力下降使堆芯出口蒸汽流量增大。两者的平衡效应使上腔室压力在下降至一定程度后出现上升，而CCFL效应的减弱也使完好环路热段入口流量逐渐减小甚至出现反向流量。堆芯蒸汽产量与上腔室蒸汽冷凝量的不匹配导致了系统压力、热段入口流量等的周期性波动。

3.2 堆芯流动换热特性

在冷段再循环安注过程中，安注流量部分被旁通至破口，另一部分流过堆芯，导出了堆芯的余热。由于再循环安注水温几乎为系统压力对应的饱和温度，堆芯余热将主要以蒸汽形式带走。进行冷热段再循环切换后，大量的热段安注流量通过上腔室流入堆芯和围板与吊兰之间，并最终通过下降段从破口流出。从图3可以看出，冷热段再循环阶段通过堆芯的流量比冷段再循环更高。

图3 堆芯入口积分流量Fig.3 The integral of flowrate of core inlet 1—波相质量；2—汽相质量

冷热段再循环阶段大量的安注流量注入堆芯确保了堆芯的冷却。从图4可以看出，燃料包壳和流体温度维持在一个较稳定的水平，堆芯流量的波动对堆芯的传热影响较小。由于分析中假设堆芯余热恒定，燃料包壳温度并没有出现持续下降。

3.3 硼浓度特性

图4 堆芯温度Fig.4 The core temperature 1—包壳温度；2—汽体温度

图5 硼浓度Fig.5 The boron concentrations 1—上腔室；2—下腔室；3—下降段

从图5中压力容器内不同位置的硼浓度变化可以看出，冷热段同时安注后热段安注流量在CCFL作用下仍大量注入堆芯，部分流量用于产生蒸汽，排出堆芯余热，确保了堆芯的冷却；其余的热段安注流量流过上腔室和堆芯后，对上腔室和堆芯区域的高浓度硼起到了稀释作用，上腔室和堆芯硼浓度迅速下降，而下腔室则由于堆芯和上腔室初始的高硼浓度水流入而有所上升，之后由于上腔室硼浓度迅速下降也逐渐下降。由于下降段硼浓度初始较低，热段安注注入后下降段硼浓度将迅速上升，并随着下腔室硼浓度下降而下降。

上腔室和堆芯区域硼浓度在大量热段安注流量注入后迅速下降，这也避免了堆芯出现硼结晶的现象。

3.4 热段安注流量的影响

在基本工况分析中，破损环路选取在热段安注流量最大的环路上。为研究不同热段安注流量对流动特性的影响，要考虑以下工况：

工况1：破损环路在最小热段安注环路（破损环路热段安注流量43.0 m3/h）;

工况2：假设破损环路安注流量与完好环路相同（每条环路热段安注流量204.8 m3/h）。

图6给出了工况1、工况2与前文基本工况的堆芯入口积分流量的比较。

图6 堆芯入口积分流量比较Fig.6 Comparison of the integral of flowrate of core inlet 1—基本工况；2—工况1；3—工况2

从图6中可以看出，在总热段安注流量恒定的情况下，破损环路对应热段安注流量的不同，不会对流入堆芯流量有较大影响。但是，破损环路热段安注流量越大，蒸汽CCFL作用夹带的流体越多，进入堆芯的流量相对更少。同时，从图中还可以发现，破损环路热段安注流量越小，堆芯出口蒸汽产量与蒸汽冷凝量导致的系统压力波动现象更为明显，这是由于蒸汽的CCFL效应对破损环路热段安注的作用更为显著，并导致蒸汽夹带着液体通过破口流出，加剧系统压力的波动。

由于通过堆芯入口的流量基本相同，堆芯冷却和其硼浓度下降的结论不会受到影响。

4 结论

本文通过分析冷段大破口失水事故在冷热段同时安注再循环阶段的热工水力行为，研究了同时安注再循环阶段蒸汽CCFL作用对反应堆上腔室、堆芯热工水力特性等的影响。通过分析可以得出以下结论：

1）不同环路热段安注流量不同，堆芯出口蒸汽CCFL作用效果也有所差异。环路安注流量为43.0 m3/h时，其热段入口出现明显的正向液相流量（阻液现象），且呈周期性波动。

2）大部分热段安注流量能够通过上腔室流入堆芯，且其通过堆芯的流量比冷段再循环更高。

3）冷热段同时注入后，大量流入堆芯的流体使堆芯硼浓度迅速下降，并最终与下腔室、下降段的硼浓度达到一个平衡状态。

4）在热段安注总流量恒定（614 m3/h）的情况下，破损环路对应热段安注流量的不同，不会对流入堆芯冷却有较大影响。

[1] M. Farvacque，users manual of CATHARE 2 V 1.3E，STR/LML/EM/91-61.

[2] M. J. Dillistone，Analysis of the UPTF Separate Effects Test 11 (Steam-Water Countercurrent Flow in the Broken Loop Hot Leg) Using RELAP5/MOD2，Internation Agreement Report，NUREF/IA-0071，June，1992.

[3] G. G. Loomis and J.E.Streit，Results of Semiscale Mod-2C Small Break (5%) Lossof-Coolant Accident Experiment S-LH-1 and S-LH-2，NUREG/CR-4438，November，1985.

[4] G. Geffraye，Counter-Current Flow Limination，CATHARE 5thInternational Seminar (1997)，Grenoble.

Study on Long-term Cooling and Boron Concentration Characteristics in Case of Cold Leg Large Break LOCA Accident

GAO Ying-xian，SHEN Ya-ou，DANG Gao-jian
(Science and Technology on Reactor System Design Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China)

The flow heat transfer and boron concentration characteristics in the upper plenum and the core affected by CCFL during the phase of simultaneous hot and cold leg injection in case of cold leg large break LOCA for the ACP1000 NPP were studied using the advanced T-H code CATHARE, and the effects of the safety injection flowrate from the hot leg located in broken loop on the core cooling was also studied in the paper. The study showed that the core cooling would not be mostly affected by the hot leg flowrate in the broken loop if the total hot leg injection flowrate fixed at 614 m3/h, and the boron concentration in the core would balance with the system after switching to simultaneous hot and cold leg injection.

long-term cooling；boron concentration；large break LOCA；CCFL

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)03-0207-05

TL37

A

1674-1617(2014)03-0207-05

2014-05-07

高颖贤（1982—），男，工程师，硕士研究生，现主要从事反应堆热工水力与安全分析工作。