CN109190229B - 一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法，步骤如下：1、对核电厂的各个系统建模，并使用流道连接各系统；2、使用热阱模型建立钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型；3、使用热阱模型建立钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型；4、使用核电厂严重事故分析软件根据步骤1、步骤2及步骤3中建立的核电厂系统模型、钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型和钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型计算获得钢制安全壳内蒸汽冷凝回流总量；该方法能够对核电厂事故后的安全系统的动作，主系统(尤其是堆芯)和安全壳的响应进行整体分析，并在此基础上分析计算钢制安全壳内蒸汽冷凝回流量；本方法具有计算方便、精确度高、易于调控等优点。

Description

一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法

技术领域

本发明属于方法发明技术领域，具体涉及到一种压水反应堆事故后，对核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝液回流现象的模拟方法。

背景技术

安全壳是核电厂防止放射性物质向外界泄漏的最后一道物理实体屏障，在各种事故工况下防止或缓解放射性物质对环境的可能释放，因此核电厂安全壳必须能承受最大热载荷和最大机械载荷，这些载荷由破口事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)、电厂断电、内部失火等设计基准事故(Design Bade Accident,DBA)确定。在任何事故工况下，都必须尽力控制其内部温度、压力等参数在设计限值内，同时容纳事故后的大量放射性物质，保证安全壳结构完整性，从而把事故后果降至最低。

安全壳作为核反应堆与环境之间的实体屏障，其内布置了大量的设备与系统，主要包括混凝土结构、核反应堆主系统与设备、安全相关系统、以及其他系统和设备。这些系统和设备的主要作用是保证主系统能够安全稳定地运行，从而持续地将核反应堆内的裂变能传递到二回路内。

在第三代核电技术AP1000中，事故中释放的大量蒸汽在非能动安全壳冷却系统的作用下在钢制安全壳内壁面大量冷凝，通过壁面的水堰槽将冷凝液大部分回收到安全壳内置换料水箱内，及时补充安注系统的消耗，然后通过安注系统将不断回收的冷凝液安注到压力容器内，及时冷却堆芯，从而延缓事故进程，降低事故危害。

上海交通大学于意奇、杨燕华等人针对AP1000核电厂安全壳内壁面的蒸汽冷凝液膜流动现象，搭建了WABREC和MICARE+实验台架，并在其上开展了关于大尺度平板降膜流动行为的实验研究，分析了液膜雷诺数、入口条件、平板表面特性和倾角等因素对下降液膜连续流动行为和破断行为的影响，获得了大量的研究成果，并总结了较可靠的实验关系式。上海交通大学的韦胜杰、杨燕华等人对AP1000核电厂非能动安全冷却系统水膜流动行为以及冷却能力进行了实验研究，搭建降液膜流动特性实验台架和传热能力实验台架，得到了降液膜的覆盖率、液膜厚度、波动振幅、液膜的流动发展和扩展情况，然后通过分析实验结果，获得了降液膜传热热流密度和传热系数变化规律。

上述研究进行的实验获取了大量安全壳内壁面的蒸汽冷凝液膜流动实验数据，但是这些实验数据并不能直接得到反应堆事故后安全壳内蒸汽冷凝回流量及其对反应堆事故进程的影响。为了得到反应堆事故后安全壳内蒸汽冷凝回流量及其对反应堆事故进程的影响，需要进行系统分析。

发明内容

为了解决上述问题，本发明提供了一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法。该方法能够准确模拟钢制安全壳内壁面的蒸汽冷凝和收集过程，同时又能够分析事故后不同冷凝液回流份额工况下的事故进程和对事故后果的影响。

为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：

一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法，包括如下步骤：

步骤一：根据核电厂设备布置及结构分布，通过反应堆安全分析程序建立完整的核电厂系统模型，核电厂系统模型包括一回路主系统模型、安全设施模型、安全壳模型和安全壳非能动冷却系统模型，从而模拟计算主系统及钢制安全壳在严重事故后的热工水力响应过程，这些核电厂系统模型之间通过流道连接，实现各系统模型间质量、动量和能量的交换；

步骤二：利用反应堆严重事故分析程序MAAP的热阱模型建立钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型，将钢制安全壳壳体分为干区和湿区以模拟安全壳系统节点之间的热传导，并模拟钢制安全壳内侧蒸汽冷凝与外侧水膜蒸发过程，干区外表面喷淋量为零，而湿区外表面则有一定的喷淋；同时利用干区/湿区的面积之比模拟非能动安全壳冷却系统钢制安全壳外表面的水膜覆盖率，以考虑喷淋分布不均的影响；然后进一步改进钢制安全壳热阱模型，将其分为冷凝液回流区和冷凝液损失区，回流区和损失区中均包括干区和湿区；其中，蒸汽在钢制安全壳内表面冷凝，回流区热阱表面的冷凝液被收集并回流到钢制安全壳内置换料水箱内，蒸汽在冷凝损失区热阱表面的冷凝液则流向钢制安全壳地坑；

步骤三：使用反应堆严重事故分析程序MAAP的热阱模型建立钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型，将钢制安全壳内部设备表面划分为冷凝混合区以计算设备表面蒸汽冷凝量；

步骤四：使用反应堆严重事故分析软件MAAP读取根据步骤一、步骤二和步骤三分别建立的核电厂系统模型、钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型及钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型并计算钢制安全壳内壁面冷凝回流量及钢制安全壳内设备表面冷凝回流量，获得钢制安全壳内蒸汽冷凝回流总量。

本发明具有以下优点和有益效果：

1.建立了完整的核电厂分析模型，能够模拟核电厂事故后的响应过程；

2.能够充分考虑系统的复杂性，能够按照用户要求设置相关安全系统和设备的运行状态，从而能够进行大量敏感性分析；

3.能够对比分析钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝液是否回流两种情况下的事故进程；

4.能够分析多个蒸汽冷凝液回流份额工况下对事故进程发展，从而研究回流份额的影响：

5.能够对冷凝回流份额进行敏感性分析，获得确保堆芯安全的回流份额临界值。

本发明提出的核电厂钢制安全壳内表面蒸汽冷凝回流分析方法主要适用于AP1000核电厂事故后事故进程分析和安全分析，但该专利中提到的思想和方法同样适用于其它压水堆钢制安全壳事故后冷凝回流的模拟和事故进程的分析。

附图说明

图1为核电厂安全壳示意图。

图2为主系统模型节点图。

图3为安全设施系统示意图。

图4为安全壳隔间模型节点示意图。

图5为钢制安全壳热阱节点示意图。

具体实施方式：

下面结合附图和具体实施方式对本发明做进一步详细描述：

本发明提供了一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法，具体方法如下：

步骤一：建立核电厂完整的系统模型如图1所示，包括反应堆冷却剂系统，专设安全设施，以及安全壳系统和非能动安全壳冷却系统，从而能够模拟计算主系统及安全壳在严重事故后的热工水力响应过程。

反应堆一回路主系统模型如图2所示，包括压力容器、堆芯、稳压器、蒸汽发生器、主泵和系统管道等。该模型包括12个节点，分别为：堆芯节点1、上腔室节点2、破口环路热管段节点3、破口环路蒸汽发生器传热管热段节点4和传热管冷段节点5、破口环路冷管段节点6、下腔室和下降段节点7，未破损环路热管段节点8、未破损环路中蒸汽发生器传热管热段节点9和传热管冷段节点10、未破损环路冷管段节点11、上腔室与顶部节点12。然后利用流道连接两个相邻的节点，模拟节点之间(系统设备之间)的质量传递、能量传递和动量传递过程。

与主系统不同，专设安全设施中的各个主要设备都需要独立建模，然后通过特定的流道连接至相应的主系统节点或安全壳隔间节点。压水堆核电厂模型中的专设安全措施主要包括：堆芯补水箱CMT、直接安注箱ACC、内置换料水箱IRWST、非能动余热排出热交换器PRHR HX、4级自动降压系统ADS、以及相关的管线等，如图3所示。

根据压水堆核电厂安全壳内的几何特征和相互连通情况，将安全壳分为13个节点，两个节点之间通过流道连接，如图4所示，其中1-9节点代表安全壳内部多个隔间，包括两个蒸汽发生器隔间节点1和节点2、CMT隔间节点3、堆坑腔室节点4、安全壳内置换料水箱节点5、安全壳上部空间节点6、以及三个非能动堆芯冷却系统隔间节点7、节点8和节点9。而13号节点则代表安全壳外部大气环境。

对于安全壳非能动冷却系统PCCS，则用10-12节点模拟其空气冷却通道，包括环形下降通道节点10、环形上升通道节点11和穹顶流道节点12，形成PCCS系统空气冷却自然对流通道。此外，还建立非能动安全壳冷却系统冷却水喷淋模型和传热模型。

步骤二：核电厂严重事故分析程序中可以利用热阱模型模拟安全壳系统节点之间的热传导，为了模拟钢制安全壳内侧蒸汽冷凝与外侧水膜蒸发过程，利用反应堆严重事故分析程序MAAP的热阱模型建立钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型，将壳体分成干区和湿区，如图4所示，干区外表面喷淋量为零，而湿区外表面则有一定的喷淋，可以通过自然对流(显热)和水膜蒸发(潜热)的方式将热量传递给混合气体。对于穹顶区域，利用干区热阱A和湿区热阱B模拟了安全壳上部空间(节点6)与穹顶流道(节点12)之间的传热；对于圆柱筒体区域，则利用干区热阱C和湿区热阱D模拟了安全壳上部空间(节点6)与环形上升通道(节点11)之间的传热。同时利用干区/湿区的面积之比模拟非能动安全壳冷却系统钢制安全壳外表面的水膜覆盖率，以考虑喷淋分布不均的影响。然后进一步改进钢制安全壳热阱模型如图5所示，将其分为冷凝液回流区和冷凝液损失区，回流区和损失区中均包括干区和湿区。其中，蒸汽在钢制安全壳内表面冷凝回流区热阱表面的冷凝液被收集并回流到安全壳内置换料水箱IRWST内，蒸汽在冷凝损失区热阱表面的冷凝液则流向安全壳地坑。

步骤三：使用反应堆严重事故分析程序MAAP的热阱模型建立钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型，将安全壳内部设备表面划分为冷凝混合区以计算设备表面蒸汽冷凝量。

步骤四：使用反应堆严重事故分析软件MAAP读取根据步骤一、步骤二和步骤三分别建立的核电厂系统模型、钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型及钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型并计算钢制安全壳内壁面冷凝回流量及钢制安全壳内设备表面冷凝回流量，获得安全壳内蒸汽冷凝回流总量冷凝回流总量按下式计算：

M＝m₁+m₂

上式中：

M——安全壳内冷凝回流总量，kg/s；

m₁——安全壳内壁面冷凝回流量，kg/s；

m₂——安全壳内部设备冷凝回流量，kg/s。

以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。

Claims (1)

1.一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法，其特征在于：针对压水堆钢制安全壳内蒸汽冷凝回流现象，对整个反应堆系统进行建模，使用热阱模型将钢制安全壳分为干区和湿区，实现对钢制安全壳内蒸汽冷凝与外侧水膜蒸发过程的模拟，获得事故后钢制安全壳内蒸汽冷凝回流量数据；

该方法包括以下步骤：

步骤一：根据核电厂设备布置及结构分布，通过反应堆安全分析程序建立完整的核电厂系统模型，核电厂系统模型包括一回路主系统模型、安全设施模型、安全壳模型和安全壳非能动冷却系统模型，从而模拟计算主系统及钢制安全壳在严重事故后的热工水力响应过程，这些核电厂系统模型之间通过流道连接，实现各系统模型间质量、动量和能量的交换；

步骤二：利用反应堆严重事故分析程序MAAP的热阱模型建立钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型，将钢制安全壳壳体分为干区和湿区以模拟安全壳系统节点之间的热传导，并模拟钢制安全壳内侧蒸汽冷凝与外侧水膜蒸发过程，干区外表面喷淋量为零，而湿区外表面则有喷淋；同时利用干区/湿区的面积之比模拟非能动安全壳冷却系统钢制安全壳外表面的水膜覆盖率，以考虑喷淋分布不均的影响；然后进一步改进钢制安全壳热阱模型，将其分为冷凝液回流区和冷凝液损失区，回流区和损失区中均包括干区和湿区；其中，蒸汽在钢制安全壳内表面冷凝，回流区热阱表面的冷凝液被收集并回流到钢制安全壳内置换料水箱内，蒸汽在冷凝损失区热阱表面的冷凝液则流向钢制安全壳地坑；

步骤三：使用反应堆严重事故分析程序MAAP的热阱模型建立钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型，将钢制安全壳内部设备表面划分为冷凝混合区以计算设备表面蒸汽冷凝量；

步骤四：使用反应堆严重事故分析软件MAAP读取根据步骤一、步骤二和步骤三分别建立的核电厂系统模型、钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型及钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型并计算钢制安全壳内壁面冷凝回流量及钢制安全壳内设备表面冷凝回流量，获得钢制安全壳内蒸汽冷凝回流总量。

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