大空间内混合气体迁移及外部冷却影响试验研究

薛　伟，李　颖，佟立丽，陈　松，潘　楠

大空间内混合气体迁移及外部冷却影响试验研究

薛伟1，李颖1，佟立丽1，陈松2，潘楠2

（1. 上海交通大学机械与动力工程学院，上海200240；2. 上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）

核电厂严重事故条件下，外部冷却对安全壳内混合气体行为的影响可能带来额外的氢气风险。本文对大空间内混合气体迁移行为及外部冷却的影响进行了试验研究。试验中采用氦气来替代氢气，试验开始阶段将一定体积份额的水蒸气和氦气混合物注入试验容器。混合气体在初始动量的作用下，向容器上部空间迁移，在空间内形成上部氦气体积浓度高、中下部氦气体积浓度低的分层现象。当混合喷放停止一段时间后开启外部冷却系统，由于外部冷却带走热量使得空间内蒸汽产生冷凝，随着系统温度和压力的下降，氦气体积浓度呈现快速上升的趋势。结果表明，外部冷却增强了对流换热，使得容器内温度更加均匀，但蒸汽冷凝引起氦气体积浓度大幅升高。

氢气风险；外部冷却；蒸汽冷凝；气体迁移

氢气安全是核工业界一直关注的重点研究问题，国际各大研究机构针对严重事故条件下的氢气迁移行为研究开展广泛研究，如TOSQAN[1]、THAI[2]和MISTRA[3]等。福岛核事故后，国家核安全局对严重事故下氢气安全问题提出了更高的要求[4]。严重事故缓解措施对氢气分布的影响研究值得进一步关注。

外部冷却是缓解事故后果和保持安全壳完整的有效方法之一[5]，其主要特点是来自高位水箱的水喷淋在钢制安全壳外壁面形成水膜冷却，安全壳内壁面发生蒸汽冷凝。Erkan等在PANDA装置中进行了安全壳内部喷淋试验，分析了安全壳内部喷淋对系统减压、氦气层破裂的影响。实验结果表明内部喷淋对混合安全壳内气体环境和降低安全壳整体压力非常有效[6]。德国GRS基于已退役的核电厂安全壳建立了HDR试验装置，试验针对较高和较低位置的破口事故进行了模拟。试验结果表明在自然对流驱动力作用下，整个安全壳内热分层现象并不严重，在对安全壳进行外部喷淋后可以减弱热分层现象[7,8]。LI[9]等对外部冷却对安全壳大空间内混合气体流动的影响进行了初步研究。国内研究方面：蔡骏驰[10]进行了大空间内热空气混合与热分层试验研究，开展了安全壳外包裹保温层与空气自然对流冷却条件的影响试验。苏晓炜[11]通过可视化试验台架模拟破口喷射引起的安全壳内的混合对流传热现象，将可视化装置置于恒温水中模拟外部冷却条件。王晔云[12]以蒸汽为试验介质，开展了安全壳内热分层现象和安全壳壳壁传热的影响试验。然而，由于喷射温度不高，蒸汽进入安全壳内后被快速冷却，影响了试验结果。可以看出，国内对大空间混合气体行为研究尚不深入，采用的试验介质及冷却方式与实际相差较大，特别是难以分析蒸汽冷凝和外部冷却对混合和热分层现象的影响。同时，试验初始喷射温度偏低，没有考虑氢气影响，试验测点偏少，不能有效反映严重事故下实际安全壳大空间内的混合气体特性。

本论文采用实验手段，开展了严重事故工况下混合气体在大空间内的喷放和迁移行为，以及外部冷却对氦气分布影响特性的研究。

1　试验条件

试验装置本体为一个钢制压力容器，该容器按1:10的几何比例缩放CAP1400的设计。容器的穹顶上方设有冷却水源和水分布器，容器周围有一个钢制圆筒，从而形成一个冷却环腔。容器内部共设有80个温度测点，50个浓度测点，3个压力测点。试验装置和测点位置具体见文献[9]。

本文试验模拟了喷口处蒸汽氢气共同注入的假想严重事故工况条件[13]。通过预处理获得试验初始气体成分、体积浓度、压力和温度条件。首先，注入纯蒸汽以加热整个容器；然后通过热空气吹扫蒸汽直到蒸汽体积浓度达到一定份额，将容器减压至常压；最后，将容器静置一段时间使气体稳定。试验工况初始参数如表1所示。

表1　试验主要参数

试验过程分为三个阶段：第一阶段，以4 g/s的质量流量注入蒸汽，以0.5 g/s的质量流量注入氦气，共注入2 400 s，此阶段，氦气预计会迁移至容器上部并形成分层。第二阶段，将试验容器静置5 200 s，以达到稳定的气体分层状态。第三阶段，以流量为2 m3/h的冷却水进行外部冷却，持续3 600 s。

2　试验结果与讨论

2.1　热工水力现象

容器内温度变化如图1所示，在第一阶段开始时，容器内有6 ℃左右的温度梯度。在第一阶段开始时，由于氦气和蒸汽注入，温度稍有上升，然后缓慢下降。在第二阶段，由于停止注入，温度下降明显，但始终高于饱和温度。

图1　容器中心线温度瞬变

当外部冷却从7 600 s开始时，内部气体温度并没有立即迅速下降，而是略有滞后。这种滞后可以用外部冷却的过程来解释。喷淋到穹顶的冷却水沿外壁面形成下落液膜。因此，穹顶和壁面由于其较大的热容量而形成第一个热沉，从而引起内部气体温度响应的滞后。温度在3 600 s内迅速下降了40 ℃左右，温度分层被外部冷却引起的对流和换热打破，整体上空间内的温度趋于均匀。在第三阶段的前600 s，容器内部中心线处温度梯度迅速下降，位于容器上部的IN0201（内部第二层第一列测点）、IN0501的降温速度远快于IN0801。说明在外部冷却的情况下，由于冷却水的流动方式，容器上部的蒸汽冷凝现象更加剧烈。

容器中部压力结果如图2所示，初始压力约为100 kPa（a），随着注入的开始，压力升高，第一阶段结束时达到140 kPa（a）左右。第二阶段，容器处于静置阶段，压力相对稳定。第三阶段，由于外部冷却的投入，容器内发生强烈的蒸汽冷凝。3 600 s内容器的压力降低了40 kPa（a），由于降压机理主要为蒸汽冷凝，容器内的蒸汽浓度是决定压力瞬变的重要因素。在第三阶段结束时，容器内压力在100 kPa（a）左右。

图2　容器中部压力瞬变

2.2　混合气体体积浓度

通过气体浓度测量系统研究了外部冷却对容器内气体分布的影响，容器第一列相对氦气和蒸汽的体积浓度如图3和图4所示。在注入阶段，由于容器上部氦气体积浓度增长速率更高，容器内建立起了上部氦气体积浓度较高，中下部氦气体积浓度较低，水蒸气体积浓度整体相对均匀分布。从图3中可以看出，容器上部富氦区中氦气体积浓度约为16%，氦气浓度梯度主要分为三层，上部（＞4.5 m）、中部（1.5 m＜＜4.5 m）和喷口以下区域（＜1.5 m）。氦气分层对蒸汽体积浓度影响较小。

在静置过程中，由于氦气体积浓度扩散的影响，容器上部和中部的氦气体积浓度缓慢降低，而容器喷口以下区域的氦气体积浓度相应上升，竖直方向的浓度梯度略有降低。随着外部冷却开始，在外部冷却的作用下，容器内的蒸汽冷凝，蒸汽体积浓度迅速降低，而氦气体积浓度受蒸汽体积浓度变化影响而整体升高。为了更好地显示混合气体的迁移行为，利用相对氦气体积浓度等高线图来显示氦气在容器空间的迁移过程，如图5所示。

图3　01列相对氦气体积浓度

图4　01列相对水蒸气体积浓度

第一阶段，在动量和浮力的作用下，氦气在容器上部积聚。蒸汽体积浓度较均匀，自上而下浓度梯度较小。在=1 000 s，也就是注入的早期，可以观察到氦气在容器的上部积聚并沿壁向下扩散，如图5（a）所示。扩散发生在容器上部的富氦层（4.5 m＜），而喷口下部氦气体积浓度较低。当2 400 s注入结束时，形成了明显的氦气浓度分层，如图5（b）所示。容器中部有明显的分层边界（≈4.5 m）。

图5　不同时刻相对氦气体积浓度等高线

第三阶段，外部冷却措施投入之后，由于冷却水温度较低，其在容器外壁通过对流换热和蒸发不停地导出热量，使得容器内壁温度低于容器内水蒸气的饱和温度。水蒸气在内壁发生冷凝，容器内温度、压力持续下降，由于冷凝的发生水蒸气体积浓度降低，而氦气体积浓度则相应的升高，如图5（d）～图5（e）所示。当=9 000 s，即外部冷却开始后1 400 s，上部氦气体积浓度增加到20%，中下部氦气体积浓度趋于均匀，也呈现上升趋势。

3　结论

本文开展了大空间内混合气体迁移行为及外部冷却影响的实验研究。将氦气和蒸汽的混合气体注入一定初始条件的大型试验容器中，模拟事故情景下蒸汽和氢气的排放。得到如下研究结论：

（1） 混合气体在初始动量的作用下，向容器上部空间迁移，在空间内形成上部氦气体积浓度高、中下部氦气体积浓度低的分层现象。

（2） 外部冷却可以有效地降低安全壳内的压力，增强对流换热，但蒸汽冷凝引起氢气体积浓度整体大幅升高，可能会增加安全壳内的氢气风险。

致谢

本项工作得到了国家科技重大专项（2017ZX06002003-002-002），国家自然科学基金（11675104）的资助。

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［3］ STUDER E，MAGNAUD J P，DABBENE，F，et al．International standard problem on containment thermal- hydraulics ISP47 Step 1-Results from the MISTRA exercise［J］．Nuclear Engineering and Design，2007，237，536-551．

［4］ 国家核安全局．福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）［S/OL］．2012［2020-06-30］．http://www. nea.gov.cn/2012-06/19/c_131660225.htm．

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［9］ LI Ying，XUE Wei，CAO Xuewu，et al．Experimental investigation on gas mixing and stratification in containment influenced by external cooling［C］．28th International Conference on Nuclear Engineering，2020．

［10］蔡骏驰．大空间内混合与热分层试验研究［D］．华北电力大学，2015．

［11］苏晓炜．大空间内流体混合与分层现象的模拟实验及模型计算［D］．华北电力大学（北京），2016．

［12］王晔云．小型堆非能动安全壳冷却系统传热特性实验研究［D］．华北电力大学（北京），2017．

［13］李京喜，佟立丽，曹学武．AP1000严重事故下的氢气源项及消氢措施分析［J］．科技导报，2012，30（21）：30-33．

Experimental Research on Transport of Mixed Gas in Large Space and Influence of External Cooling

XUE Wei1，LI Ying1，TONG Lili1，CHEN Song2，PAN Nan2

（1. School of Mechanical Engineering Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China；2. Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Insitute Co.，Ltd．Shanghai 200233，China）

Under severe accident conditions in nuclear power plants，the influence of external cooling on the behavior of mixed gas in the containment may bring additional hydrogen risks．This paper conducts an experimental study on the transport behavior of mixed gas in a large space and the influence of external cooling．In the test，helium is used to replace hydrogen，and a certain volume fraction of steam and helium mixture is injected into the test vessel at the beginning．Under the effect of the initial momentum，the mixed gas transports to the upper space of the large space，resulting in the stratification of high helium volume concentration in the upper part and low helium volume concentration in the middle and lower parts．When the mixed gas injection stops，the external cooling system is opened after standing for a period of time．With the heat removal by the external cooling system，the steam in the space is condensed．As the decrease of the system temperature and pressure，the helium volume concentration increases rapidly．The results show that the external cooling enhances convective heat transfer，makes the temperature in the space more uniform，but the helium concentration increases greatly due to steam condensation．

Hydrogen risk；External cooling；Steam condensation；Gas transport

TL364

A

0258-0918（2021）06-0657-05

2020-08-14

国家科技重大专项（2017ZX06002003-002-002），国家自然科学基金（11675104）

薛伟（1995—），男，河北馆陶县人，硕士研究生，现主要从事核设施退役方面研究