LOCA和SGTR事故下破口尺寸计算方法研究

刘 新，陈先龙，高敬东

(1.深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518172；2.大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳518116)

LOCA和SGTR事故下破口尺寸计算方法研究

刘 新1，陈先龙1，高敬东2

(1.深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518172；2.大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳518116)

事故状态下一回路破口的大小直接影响到核电厂的安全屏障，对破口大小进行评估是核反应堆安全分析的重要基础，也是电厂应急响应小组的主要任务之一。通常考虑流入和流出一回路流体的质量平衡，用来计算破口流率。本文在总结一回路流体质量平衡计算方法的基础上进行深入研究，提出利用安注(SI)流量动态平衡进行破口尺寸估算的方法，同时利用信息开发技术将两种方法的计算过程程序化。最后，通过与法国SESAME系统的破口计算结果进行对比分析，同时验证了压水堆失水事故(LOCA)和蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中两种计算方法的准确性。

破口尺寸；稳压器水位；安注流量

放射性物质向环境释放与裂变产物和环境之间的三道安全屏障(燃料包壳、反应堆冷却剂系统和安全壳)的状态直接相关。如果反应堆冷却剂系统失去完整性，则产生破口的大小直接影响到该系统的冷却剂排空速率。因而，也决定了第一道安全屏障状态恶化的速度，并可能引起第三道安全屏障中放射性物质的泄漏。

由于破口的大小直接影响到放射性释放量和释放速率，因而对其评价是电厂应急响应小组的主要任务之一。国内相关学者通过研究2002年从法国引进的一套压水堆核电厂事故源项释放系统软件-SESAME系统，总结出该系统中的一回路质量平衡计算破口尺寸的方法[1]。

本文在一回路质量平衡法计算破口的基础上进行深入研究，分析该方法的适用范围，并在此基础上总结出LOCA和SGTR事故下另一种破口计算方法，扩展了破口尺寸计算方法的适用范围，为事故状态下对安全系统进行更好的评价提供了有力的保障。

1 破口尺寸理论计算方法

当发生LOCA和SGTR事故时，通常是根据流入和流出一回路的流体质量平衡来计算破口的质量流率[1]，然后根据不同事故类型估算破口尺寸。对于LOCA事故，可以通过破口质量流率分别与冷段、热段、饱和段质量临界流速系数的比值估算出破口可能发生在上述三个位置处的尺寸。对于SGTR事故，可以用破口质量流率与福斯克相关函数[2]的比值得出破口截面积，相应的破管数目则利用单个传热管的截面积来进行估算。

上述计算方法限定于稳压器水位变化需要在测量范围之内，且计算时间区间要选择尽可能长的时间，以减小温度和水位测量误差带来的不确定性。对于几分钟内失去稳压器水位值的情况，利用该方法计算出的破口尺寸将偏离实际值。此时，可以选取一回路压力和高压安注流量同时稳定不变的任一时刻点进行计算，由安注与破口的流量平衡状态估算破口尺寸。

1.1 稳压器水位平衡法

根据主回路质量平衡方程来计算破口尺寸，平衡方程如下：

Wletdown-WRCP return-Wbreak

(1)

式中：M——主回路冷却剂总质量；

t——计算时刻；

WSI——安注质量流量(包括高压安注和低压安注)；

Wmakeup——上充质量流量；

WRCP injection——在冷却剂泵密封处的注入质量流量；

Wletdown——下泄质量流量；

WRCP return——从反应堆冷却剂泵密封的回收质量流量；

Wbreak——破口质量流量。

其中，主回路冷却剂的总质量为：

M=MRcp+ρLiqS·h+ρVapS·(H-h)

(2)

式中：MRcp——主回路冷管段和热管段冷却剂质量之和；

ρLiq——稳压器中饱和液体的密度；

ρVap——稳压器中饱和蒸汽的密度；

S——稳压器的横截面积；

H——稳压器的总高度；

h——稳压器的水位。

对于LOCA事故，根据伯内尔提出的临界质量流方程来计算破口尺寸，计算方程如下：

Wbreak=S·Gcritical

(3)

(4)

(5)

式中：S——破口截面积；

Gcritical——临界质量流速系数；

ρ——流体的密度；

Pp——一回路压力；

PSAT——饱和压力；

t1，t2——选取计算破口的时间区间。

由以上公式，根据破口可能处于的位置：冷段、热段和饱和段分别进行计算，公式如下：

(6)

(7)

式中：D——破口直径；

x——表示冷段、热段或饱和段。

对于SGTR事故，根据福斯克相关函数来计算破口尺寸，计算方程如下：

(8)

(9)

(10)

式中：GFauske——福斯克相关函数；

ρ——冷段流体的密度；

Pp——一回路压力；

Ps——二回路压力；

n——破管根数；

Stube——单根传热管截面积。

1.2 安注-破口流量平衡法

安注-破口流量平衡法是借助特定状态下，安注流量与破口流量达到动态平衡，认为此时刻的破口流量等于安注流量，利用此方法进行破口尺寸计算必需满足的假设条件如下：

(1) 安注处于工作状态或者已经启动。

(2) 选取的计算时刻点必须在安注流量有数据的情况下，且一回路压力和高压安注流量同时处于稳定不变的状态下进行计算。

破口流量计算公式如下：

Wbreak=WHHSI1+WHHSI2+WLPSI1+WLPSI2

(11)

式中：Wbreak——破口质量流量；

WHHSI1、WHHSI2——高压安注质量流量；

WLPSI1、WLPSI2——低压安注质量流量。

破口流量计算完成后，后续的破口尺寸计算公式同稳压器水位平衡法，此处不再进行赘述。

2 破口尺寸计算程序开发

为了更好的验证理论计算方法的正确性和可靠性，选择在delphi7[3]的环境下编写简单界面的破口尺寸计算程序，如图1所示。可以根据不同事故类型选择合适的计算方法进行破口尺寸计算。根据第1章的理论研究，采用不同的破口计算方法所需输入参数不同，以LOCA事故为例：稳压器水位平衡法输入参数如图2所示，安注破口流量平衡法输入参数如图3所示。此外，还需要补充相应的机组参数(见表1)。

图1 破口尺寸计算程序主界面Fig.1 The main interface of break size calculation program

图3 LOCA事故安注破口流量平衡法破口尺寸计算界面Fig.3 The break size calculation interface of the SI flow balance method in LOCA

计算过程中涉及水与水蒸气物性计算，为了方便计算，利用国际通用工业用水和水蒸气热力性质计算公式——IAPWSIF97公式[4]编写了水与水蒸气物性计算库，供破口尺寸计算程序调用。

表1 破口尺寸计算所需机组参数
Table 1 The unit parameters required of break size calculation

序号参数名称序号参数名称1环路数量10RCV出口压力2安注箱隔离压力11RCV出口温度3安注箱排放压力12主泵轴封注入压力4安注箱体积13主泵轴封注入温度5安注箱额定压力14稳压器体积6安注箱额定温度15稳压器截面积7PTR水箱温度16稳压器参考高度8RCV入口压力17一回路系统体积9RCV入口温度18单个传热管截面积

3 破口尺寸计算程序验证

以大亚湾核电机组为例，利用大亚湾应急指挥中心引进的SESAME系统破口计算程序对上述破口尺寸计算程序进行测试验证，LOCA事故计算结果如表2所示，SGTR事故计算结果如表3所示。

表2 LOCA事故计算结果对比Table 2 Comparison of calculated results in LOCA

注：两种方法没有做横向对比，算例数据不同

表3 SGTR事故计算结果对比Table 3 Comparison of calculated results in SGTR

注：两种方法没有做横向对比，算例数据不同

4 结论

本文在一回路质量平衡法计算破口的基础理论上进行深入研究，并且利用信息开发技术对计算过程进行程序化，另外，还分析了该算法的不足之处，并总结出另一种破口尺寸计算方法。两种计算方法都利用法国SESAME系统进行测试验证，测试结果符合程度非常好，尤其是安注破口流量平衡法，说明这两种方法都可用于LOCA和SGTR事故状态下破口尺寸的评估。

(1) 采用稳压器水位平衡法估算破口尺寸时需要确保该时间段内稳压器水位数据有效，并且尽可能选取较长的时间以减小温度和水位测量误差带来的不确定性，同时，还应选取各参数变化尽可能小或者线性变化的时间段。此外，由于稳压器水位变化范围的限制，利用该方法准确评估破口尺寸的范围也将受到限制。

(2) 采用安注破口流量平衡法估算破口尺寸时需要确保安注处于工作状态，而且与破口流量达到动态平衡，这需要选取一回路压力和高压安注流量同时处于恒定不变的时刻点进行计算。

[1] 冯君懿， 童节娟， 曲静原. SESAME源项分析程序的应用与研究[J]. 科技导报，2006，24(07)：61-64.

[2] 阎昌琪.气液两相流[M]. 哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，2007：192-207.

[3] 江义华.Delphi7完美经典[M]. 北京：中国铁道出版社，2007.

[4] Wagner， Wolfgang， Kruse， Alfred. Properties of Water and Steam： the Industrial Standard IAPWS-IF97 for the Thermodynamic Properties and Supplementary Equations for Other Properties Tables based on these equation[M]： Berlin：Springer-Verlag，1998.

The Research on the Calculation of Break Size in LOCA and SGTR

LIU Xin1，CHEN Xian-long1，GAO Jing-dong2

(1. China Nuclear Power Design Company Ltd.， Shenzhen of Guangdong Prov， 518172， China；2. Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co.， Ltd.， Shenzhen of Guangdong Prov， 518116， China)

Under accident state， the size of the break has direct effect on the nuclear power plant safety barrier， to evaluate the size of the break is the important base of the nuclear reactor safety analysis， but also one of the major tasks of the emergency response teams. In general a mass balance taking into account the fluid flowing into and out of the primary system can be used to calculate the flow rate at the break. This article in the summary of the primary system fluid mass balance calculation method based on in-depth research and put forward the safety injection (SI) dynamic flow balance break size estimation method， at the same time， using information technology to process the calculation process of the two methods. Finally， the results of the break size calculation were compared with the French SESAME software system， and verify the accuracy of the two break size calculation methods in the event of LOCA and SGTR in pressurized water reactors.

Break size；Pressurizer water level；SI flow rate

2016-04-21

刘 新(1986—)，女，江西人，工程师，学士学位，现主要从事反应堆热工水力计算软件以及应急系统研发

TL364

A 文章编号：0258-0918(2017)01-0101-05