基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

邵 舸，佟立丽，曹学武

(上海交通大学 机械与动力工程学院，上海 200240)

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

邵 舸，佟立丽，曹学武*

(上海交通大学 机械与动力工程学院，上海 200240)

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序，首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析，然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型，以非能动压水堆为研究对象，针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列，分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明，LBLOCA下，当堆芯出口温度达到923 K时，实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池，从而保持压力容器的完整性。

堆腔注水；SCDAP/RELAP5程序；熔融池冷却分析

压力容器外部冷却(ERVC)是指在严重事故发生后向压力容器外的堆腔直接注入冷却水，将压力容器淹没在堆腔冷却水之中，由堆腔内的水来移除压力容器下封头内熔融物产生的衰变热，保持压力容器的完整性[1]。采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果，降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。李京喜等[2]采用一体化分析程序对DVI管线破裂始发严重事故的熔融物冷却进行了分析，但一体化分析程序并未模拟堆腔详细结构，对于堆腔冷却的分析采用池式沸腾方式模拟。SCDAP/RELAP程序可分析压力容器壁面温度随时间的变化[3]，并可分析堆腔注水时两相流动的不稳定性[4]。Kang等[5]采用RELAP5/MOD3程序对OPR1000的堆腔注水冷却能力进行了分析，但下封头熔融池的质量、衰变热及热载荷采用的是Park等[6]采用SCDAP/RELAP/MOD3.3程序的分析结果。Tao等[7]采用RELAP5程序对堆腔注水自然循环进行了分析，先通过事故进程分析计算得到熔融物对下封头的热载荷，再对堆腔结构进行详细模拟分析自然循环能力。以上研究中熔融物对下封头的热载荷及堆腔外部自然循环能力分析作为两个独立部分，用定热流密度边界进行ERVC能力分析。然而在实际严重事故进程中，下封头内熔融物质量、组成成分、衰变功率等皆随时间变化，因此有必要将严重事故进程与堆腔注水冷却能力进行耦合分析。

本文采用SCDAP/RELAP5程序对非能动压水堆电厂AP1000进行详细建模，耦合事故进程对ERVC的熔融池冷却能力进行分析。

1 分析方法

1.1 堆腔外部冷却实验对比分析

韩国原子能研究所利用模化分析建立了比例为1/21.6的实验装置[8]，研究韩国APR1400在堆腔淹没情况下压力容器和保温层之间两相自然循环的流动和传热行为。实验装置如图1所示。压力容器下封头的半径为119 mm，压力容器筒体与保温层间的间隙为31 mm，由于压力容器下封头部分保温层的锥形设计，在方位角56.6°处压力容器壁与保温层间的间隙最小为19 mm。下封头底部保温层上为一直径为20 mm的冷却水入口。在压力容器内嵌入电加热器，可提供压力容器外表面最大173 kW/m2的热流密度。采用SCDAP/RELAP5程序对实验进行模拟分析，程序模拟节点图如图2所示。节点110和115模拟从储水箱到堆腔的流道，节点120模拟堆腔，节点121模拟冷却剂入口，节点125模拟从入口到下封头底部的自由空间，节点130和135模拟下封头加热段，节点140模拟从加热段到出口的流道。

图1 实验装置示意图Fig.1 Schematic of experiment facility

图2 程序模拟节点图Fig.2 Node of code calculation

堆腔外部冷却实验与程序模拟结果的对比列于表1。由表1可见，压力容器下封头外壁面的热流密度越高，出口面积越大，自然循环流量也越大。自然循环流量的模拟结果与实验结果基本一致，因此，该程序可用于分析堆腔注水情况下压力容器壁与保温层间的冷却剂流动和传热行为。

表1 自然循环流量的模拟结果与实验结果对比Table 1 Comparison of flow rate between code calculation and experimental results for natural circulation

1.2 耦合堆腔外部注水的核电厂模型

SCDAP/RELAP5程序在规程制定、审评计算、事故减缓措施评价、操纵员规程评价和实验计划分析等各方面均有广泛应用。RELAP5和SCDAP程序之间通过公用数据块进行动态数据交互，在求解过程中，按照上一时间步长的计算结果，SCDAP程序进行堆芯损坏进程的计算，将计算结果与RELAP5程序的水力学求解耦合，同时COUPLE程序调用RELAP5程序中的对流换热模型，得到新时间步长的结果。

使用SCDAP/RELAP5程序对非能动核电厂建模，压力容器及堆腔注水模型节点如图3所示。该模型包括一回路冷却剂系统、专置安全设施及相关的二次侧管道系统，在建模过程中也充分考虑了模型的完整性，对包括非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、内置换料水箱(IRWST)、堆芯补水箱(CMT)及相关二次侧管线等进行了相应的节点划分。压力容器下封头采用COUPLE程序进行建模，模型包含448个节点和405个单元。压力容器不锈钢衬里厚度为0.005 6 m，碳钢壁厚为0.158 m。建模时径向为16个节点，轴向为28个节点。按照PRA报告，为了保持压力容器的完整性，压力容器壁温度未超过900 K的厚度需大于0.022 cm[7]。为详细分析下封头温度分布，计算未超过900 K的碳钢厚度，将压力容器壁碳钢部分均匀划分为10层，每层的壁厚为0.015 8 m，不锈钢衬里划分为1层。在模型中针对堆腔注水详细结构进行建模，从而将严重事故进程与堆腔外部注水进行耦合分析。节点760模拟蒸汽发生器隔间；节点755模拟从蒸汽发生器隔间到堆腔的矩形漕流道；节点765模拟压力容器下封头底部到堆腔底板之间的自由空间；节点735模拟保温层外壁与堆腔壁之间的自由空间；节点710模拟保温层入口；节点720模拟压力容器下封头与保温层之间的环形流道。当堆芯出口温度达到650 ℃时，延迟20 min，操纵员手动开启阀门，IRWST中的水注入堆腔，熔融池热量通过下封头壁面传递给节点720中的冷却剂。

图3 SCDAP/RELAP5程序分析模型Fig.3 Analysis model of SCDAP/RELAP5 code

COUPLE程序为二维有限元分析程序，可分析稳态与瞬态热传导问题，也可分析各相异性热物性的平面或轴对称热传导问题。通过COUPLE程序将下封头节点115与节点720进行关联，下封头内侧热载荷由节点115给出边界条件，外侧由节点720给出边界条件，具体计算公式如下：

(1)

其中：T(zb,rb)为COUPLE程序有限元网格坐标(zb，rb)处的温度，zb为有限元网格节点的高度，rb为有限元网格的半径；n为与节点垂直的坐标；hc(zb，rb)为RELAP5程序计算得到的对流传热系数；Tc(zb，rb)为RELAP5程序计算得到的温度；qrad(zb，rb)为辐射热流密度。

1.3 熔融池物理模型

熔融池采用稳态自然循环模型计算传热系数，在某种程度上稳态自然循环模型比瞬态自然循环模型更加保守[3]。因为稳态自然循环模型计算的传热系数比瞬态的大，且瞬态自然循环经过一定时间后会变为稳态自然循环。

稳态自然循环包括顶部硬壳传热系数hu和下部硬壳传热系数hd，其计算公式如下：

(2)

(3)

Ra的计算如下：

(4)

其中：g为重力加速度；Q为体积热流密度；β为体积膨胀系数；α为热扩散系数；ν为熔融物动力黏度。

Jahn等[9]的实验研究表明，向下热传递系数和所处位置与熔融池中心线夹角有关。

2 非能动压水堆熔融池冷却分析

2.1 热工水力分析

事故假设冷段发生大破口，PRHR失效；ADS1～4均有效自动开启；IRWST向堆芯的重力注射功能失效；CMT有效，安注箱无效。表2列出冷段大破口失水事故(双端剪切断裂)的进程。冷段双端剪切断裂发生后，瞬间会有大量的冷却剂从破口向安全壳喷放。反应堆在6 s时停堆，主泵于7 s时停转，CMT在7 s时启动，开始向主系统补水。CMT达到低水位整定值后，ADS1在280 s时启动，随后，ADS2和ADS3也于400 s和520 s相继启动。ADS1～3的相继启动，使得主系统进一步卸压。当CMT水位和主系统压力进一步降低后，ADS4开始启动，导致主系统冷却剂的进一步丧失。由于IRWST向堆芯的重力注射功能丧失，且CMT排空，堆芯开始熔化，在5 102 s时堆芯开始向压力容器下腔室坍塌，于7 300 s下封头干涸(PRA报告中熔融物坠落至下封头时间为5 157 s，下封头干涸时间为7 000 s[10])。PRA报告的相关事故进程亦列于表2，由表2可见，所建立的耦合模型能反映非能动压水堆严重事故的特性。

表2 事故进程Table 2 Process of accident

2.2 堆腔外部注水熔融池冷却分析

当堆芯出口温度超过923 K，延迟20 min后操纵员手动开启堆腔注水，堆腔内自然循环开始带走熔融池热量，如图4所示。按照SCDAP程序计算结果，最终掉落至下封头内熔融物的总质量为119 260.11 kg，其中二氧化铀113 990 kg，二氧化锆3 079.7 kg，不锈钢259.11 kg，银1 931.3 kg。熔融池总功率为51.92 MW，如图5所示。熔融物于5 157 s掉落至下封头，堆腔注水自然循环刚开始时带走的热量较少，远小于50 MW，下封头不锈钢衬里及碳钢内壁面温度迅速升高达到熔点。随着自然循环流量带走的热量增加，下封头外壁面得到有效冷却，压力容器壁面未超过900 K的厚度为3.16 cm，大于0.022 cm，如图6所示。计算结果表明，实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池，从而保持压力容器的完整性。

图4 自然循环带走的热量Fig.4 Heat removed by natural circulation

3 影响因素分析

选取1列ADS4误开启事故，分析熔融池衰变功率对自然循环的影响。事故初始假设1列ADS4误开启，ADS1～3有效，CMT及安注箱均有效，IRWST向堆芯重力注水失效，最终下封头内形成的熔融池衰变功率为48.63 MW。由于LBLOCA下熔融池功率较大，事故进程较快，堆腔注水启动时间较早，自然循环流量也更大一些，如图7所示。随着熔融池功率增加，压力容器下封头壁面碳钢温度升高速率越快，同一位置温度峰值也更高，从而超过屈服温度900 K的碳钢厚度增加。节点4(在r=2.119 5 m处)碳钢的温度变化如图8所示。由图8可见，碳钢温度在LBLOCA工况下比1列ADS4误开启事故工况上升速率更快。

图5 熔融池总功率Fig.5 Total power of molten pool

图6 不同节点处的壁面温度分布Fig.6 Wall temperature distribution at different nodes

图7 自然循环流量Fig.7 Natural circulation mass flow rate

图8 节点4的温度比较Fig.8 Temperature comparison at node 4

4 结论

本文针对非能动压水堆，选取冷段大破口作为典型严重事故序列，采用SCDAP/RELAP5程序对核电厂进行建模，采用COUPLE程序对压力容器下封头建立模型。在事故序列分析过程中，RELAP5程序进行热工水力分析，SCDAP程序的堆芯损毁进程分析与COUPLE程序的下封头响应及下封头外部冷却分析同时耦合计算。计算结果表明：LBLOCA下实施堆腔注水后能有效冷却下封头内熔融池，从而保持压力容器的完整性；熔融池衰变功率越高，自然循环流量越大。

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Analysis on Molten Pool Cooling Coupled with Cavity Flooding Based on SCDAP/RELAP5 Code for Passive PWR

SHAO Ge, TONG Li-li, CAO Xue-wu*

(SchoolofMechanicalEngineering,ShanghaiJiaoTongUniversity,Shanghai200240,China)

Molten pool cooling by cavity flooding strategy plays an important role to mitigate severe accident consequences and decrease the containment failure probability. SCDAP/RELAP5 code was used in this paper. Firstly, the code calculation results were compared with the Korea experiment of APR1400, and the capability for natural circulation cooling analysis with cavity flooding was validated. Then, the model of a passive PWR was built for analyzing molten pool cooling coupled with cavity flooding strategy. For severe accident induced by large break loss of coolant accident (LBLOCA) at cold leg, molten pool cooling characteristics during core damage progression were analyzed. After cavity flooding strategy was implemented, heat removal capability by the natural circulation was also analyzed. The results indicate that molten pool in the lower head can be effectively cooled by cavity flooding after core exit temperature exceeds 923 K during LBLOCA, and the integrity of RPV can be maintained.

cavity flooding; SCDAP/RELAP5 code; analysis of molten pool cooling

2014-07-04;

2015-01-04

国家自然科学基金资助项目(11205099)

邵 舸(1987—)，男，江苏宜兴人，博士研究生，核能科学与工程专业

*通信作者：曹学武，E-mail: caoxuewu@sjtu.edu.cn

TL364.4

A

1000-6931(2015)10-1786-06

10.7538/yzk.2015.49.10.1786