RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

崔成鑫，陈 炼，胡 啸

（国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京102209）

RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

崔成鑫，陈 炼，胡 啸

（国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京102209）

压力容器外部自然循环冷却（ERVC）系统作为AP1000的非能动安全系统之一，对熔融物堆内滞留，阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型，进行自然循环冷却的物理过程模拟，并对加热功率、冷却水过冷度、安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外，本文还对分析模型进行简化，并对比了两个模型的计算结果，证明了简化的合理性。

自然循环；压力容器外部冷却系统；流动特性；RELAP5

通过反应堆压力容器外部冷却（ERVC） 使熔融物滞留在堆内（IVR），是AP1000设计中严重事故缓解方式的标志性特征。IVR策略有效降低了压力容器失效的可能性，防止了严重事故进一步发展和恶化，对保持安全壳的完整性起到了积极的作用。通常ERVC的冷却能力可以通过压力容器外壁面沸腾传热的能力和熔融物产生热载荷之间的裕度进行衡量［1］，而循环水流动的稳定性对ERVC的能力影响很大。如果RPV外壁面沸腾换热产生大量气泡在保温层流道内堆积，阻碍了冷却水与壁面接触，则会导致传热恶化［2］。

Theofanous等通过ULPU系列试验得出了CHF和下封头角度的关系式，并将下封头外壁面热流密度是否低于CHF作为判断下封头失效的准则［1］。自然循环不稳定的情况可能导致CHF提前发生［3］，而影响自然循环稳定性或者ERVC传热能力的因素又是多种多样的，因此本文以AP1000的ERVC系统为例，使用RELAP 5／MOD3程序模拟ERVC系统，研究自然循环流动的特性，并对关键的热工及几何因素进行敏感性分析。

1 系统及模型描述

本章节将对AP1000 ERVC系统进行简单描述，并介绍通过系统分析程序RELAP5建立模型模拟ERVC自然循环冷却过程。

1.1 ERVC系统描述

图1为AP1000保温层流道的设计示意图［4］。严重事故发生时，堆芯熔融物进入下封头，压力容器外部冷却通过淹没反应堆冷却剂系统环路隔间实现，隔间由垂直进入通道、反应堆冷却剂疏水箱隔间（RCDT）和反应堆堆腔三部分组成（见图2）。IRWST中的冷却水注入垂直通道后经过开放的栅格进入RCDT室，然后通过设置在堆腔室隔间与RCDT室之间的非能动调节阀进入到堆腔室中。冷却水进入堆腔后会通过RPV下封头之下的保温层流道入水口进入保温层系统，保温层流道内的水由于吸收熔池释放出来的热量温度上升，产生沸腾的蒸汽，由于密度减小，汽水混合物会沿着压力容器下封头流动，最终通过保温层流道的出口进入安全壳空间，水从上部间隙流回到垂直进入通道隔间，水蒸气通过安全壳冷却冷凝至IRWST中并被重新注入到堆腔，这样就建立了压力容器外部长期自然冷却循环过程［5］。

图1 保温层流道设计示意图Fig．1 The schematic of insulation channel

图2 压力容器外部冷却供水隔间Fig．2 Compartments of ERVC system

1.2 模型描述

本文通过RELAP5／MOD3作为工具，建立ERVC模型，模拟自然循环冷却过程，节点划分见图3。管道部件（pipe）530模拟垂直进入通道，通过单接管连接至部件532，管道532模拟冷却剂疏水箱和反应堆堆腔，536模拟保温层流道入口。201-208代表下封头处压力容器外壁与保温层之间的流道，将环状流道按照与圆心的夹角均分为8份，201-208每个控制体均有8个节点，每个节点与水平方向的夹角在0°～90°范围内均分，并使用多接管将201-208横向相连，以研究其周向的流动。流道301-308模拟的是压力容器直筒段与保温层流道之间的上升环段部分，其节点划分方式与201-208控制体节点划分相同。546和548模拟安全壳空间，循环水或蒸汽通过单接管310-380从保温层流道进入到546，之后通过548回流至530形成完整的自然循环过程。

图3 ERVC模型节点划分图Fig．3 Nodalization of ERVC system

时间相关部件580和520提供了系统的压力边界，时间相关部件520和时间相关接管525向系统补水。

下封头位置的部件201-208通过热构件加热提供热源，模拟熔融物向压力容器传热，热构件的划分方式与水力部件相似并一一对应，从下至上分为8层，每层热流密度的分布按照热流密度分布曲线变化。

2 计算结果与分析

2.1 稳态计算结果与分析

为研究一些边界条件及几何参数对ERVC自然循环的影响，本文以上述ERVC模型为基础进行了计算分析，在稳态计算时模型的几何参数采取AP1000设计值，边界条件见表1。

表1 稳态计算边界条件Table 1 Boundary condition

图4 热流密度分布函数Fig．4 Distribution of the heat flux

从计算结果可以看出，AP1000 ERVC系统的自然循环流动是稳定的（如图5所示），质量流量大概在1 000 kg／s，该流量与根据ULPU-V试验测得的流量相符。保温层入口和出口之间的压差是由高度不同产生的，并且随着流道内气泡的产生，入口处压力波动下降，最后稳定在1．5个大气压左右。压力容器下封头内热流密度随角度的增加而增加，因此下封头外壁面温度及空泡份额也随着角度的增加而增加。压力容器外壁面传热系数沿着下封头倾斜角度的增加呈现先减小后增大的趋势（见图6），传热系数最低点在30度角处，这是由于在低犄角处流道内冷却剂换热模式还处于纯粹的单相换热，随着流道的变宽，流通面积增大，流体的速度降低，因此换热系数也随之降低，但随着角度的升高，开始有气泡产生，压力容器外壁面与冷却剂之间的换热模式由单相换热向两相换热转变，所以随着气泡产生量的增加，换热系数也随之增加，但还没有达到传热恶化的情况。从上述分析结果可以看出AP1000的ERVC系统设计合理，在严重事故发生时可以建立稳定的自然循环，将熔融物产生衰变热移出而实现熔融物的堆内滞留。

图5 ERVC系统自然循环质量流量Fig．5 Natural circulation mass flow of ERVC system

图6 压力容器下封头外壁面温度，传热系数及流道内空泡份额随角度变化Fig．6 Changes of temperature and heat transfer coefficient in the outside wall of lower head and void fraction in flow channel with angle

2.2 关键参数敏感性分析

为研究ERVC系统的稳定性及运行的边界条件对它的影响，本文主要对以下参数进行了敏感性分析。

1）功率

在冷却水入口过冷度为50 K，系统压力一个大气压的条件下，选取加热功率为参考功率的50%，70%，100%，130%，150%五种工况，进行了敏感性分析。

从图7至图10中可以看出，随着功率的增加，下封头对应的各角度处对应的空泡份额也增加，流道入口和出口处的密度差增加，因此自然循环流量也增大了，空泡份额的增加也提高了换热能力，所以传热系数也有一定的提高。由于功率的增加，下封头各犄角处热流密度也随之增大，因此外壁面温度也有一定的提高。从功率对ERVC系统稳定性的影响分析可以看出，AP1000 ERVC的设计有很大的裕量，并且功率对自然循环过程影响也比较明显。

图7 加热功率对自然循环流量的影响Fig．7 Effect of heating power on mass flow rate of natural circulation

图8 加热功率对空泡份额的影响Fig．8 Effect of heating power on void fraction in flow channel

图9 加热功率对下封头壁面温度的影响Fig．9 Effect of heating power on temperature in outside wall of lower head

图10 加热功率对下封头传热系数的影响Fig．10 Effect of heating power on heat transfer coefficient in outside wall of lower head

2）安全壳压力

选取0．1 MPa、0．2 MPa、0．3 MPa、0．4 MPa四个压力值为研究对象，过冷度为50 K，加热功率为20 MW为边界条件进行敏感性分析。

从图11中可以看出，自然循环的流量随着安全壳压力的增加而增大，并且在较低过冷度时安全壳压力对流量的影响更加明显。安全壳压力对传热系数及空泡份额的影响较小（见图12），这主要是由于在高过冷度的情况下，回路内的流体基本保持单相自然循环，所以压力的影响并不明显，并且随着压力的升高，传热系数也逐渐升高。

图11 安全壳压力对自然循环流量的影响Fig．11 Effect of containment pressure on mass flow rate of natural circulation

图12 安全壳压力对传热系数的影响Fig．12 Effect of containment pressure on heat transfer coefficient in outside wall of lower head

3）冷却水过冷度

在核电站正常运行的情况下，IRWST中水的温度与安全壳内环境温度基本保持一致，过冷度大概为70 K，在事故情况下，随着ERVC系统的运行，冷却水的温度也逐渐升高，所以在研究冷却水过冷度的影响时选择40 K、50 K、60 K、70 K四种情况进行敏感性分析。

图13 冷却水过冷度对自然循环流量影响Fig．13 Effect of subcooling on mass flow rate of natural circulation

图14 冷却水过冷度对下封头传热系数的影响Fig．14 Effect of subcooling on heat transfer coefficient in outside wall of lower head

从图13和图14中可以看出，冷却剂过冷度越高，流道内产生的气泡就越少，空泡份额越低，因此流道出入口的密度差也就越小，自然循环的驱动力主要由密度差决定，所以自然循环流量也会随着入口温度的降低而降低，由于衰变功率一定，所以压力容器外壁面温度并没有特别明显的变化。

4）流道出入口面积

为促进ERVC两相自然循环流动，AP1000根据ULPU等试验对保温层流道出入口面积进行了优化，本文采取AP1000的标准设计值，研究出入口面积为设计值的70%，100%和130%三种情况对ERVC自然循环的影响。

图15 出入口面积对自然循环流量影响Fig．15 Effect of outlet and inlet area of flow channel on mass flow rate of natural circulation

通过分析得出，出入口面积的变化对下封头各角度处得传热系数，表面温度及空泡份额等影响不大，从图15中可以看出自然循环流量随着出入口面积的增大而增大，流道出口处的温度随着出入口面积的增大而减小。因为改变出入口面积的实质为改变回路内阻力，面积增大阻力减小，所以自然循环流量上升，并且出入口面积对自然循环流动和传热的影响趋势是相似的，但从图16中也可以发现，入口面积的变化对自然循环的影响更大。

图16 流道出入口面积对出口水温影响Fig．16 Effect of outlet and inlet area of flow channel on water temperature in outlet

3 模型简化及分析结果对比

为了适应大规模计算的需求，需要提高程序的计算速度，因此本文对模型进行了合理的简化，以满足计算需求。

在原模型中，计算最耗时的部分即为压力容器外壁面和保温层之间的流道部分，因此在简化的模型中，将下封头及直筒段外部保温层流道环向由八份改为一份，其他部分的划分方式保持不变，简化模型的节点划分图见图17。

图17 ERVC简化模型节点划分图Fig．17 Simplified nodalization of ERVC system

为验证简化模型的正确性，本文使用简化模型对熔融物衰变功率，安全壳内压力等参数进行了分析，并与原模型在相同工况下的计算的结果进行了对比，从图18和图19中可以看出简化后的模型模拟不同功率以及不同安全壳压力的条件下系统自然循环流量与原模型的分析结果基本一致，简化模型同样也能够真实的模拟ERVC过程，因此认为这种对模型简化的方式是合理的，得到的简化模型也能够反映出压力容器外部自然循环冷却的物理过程，并且模型简化后其计算时间缩短为原计算时间的1／6，在保证计算结果可接受性的同时大大提高了计算效率，这可以为大量计算分析工作提供支持。

图18 简化模型与原模型计算不同功率下自然循环流量对比Fig．18 Comparison of effect of heating power on mass flow rate of natural circulation in two model

图19 简化模型与原模型计算不同安全壳压力下自然循环流量对比Fig．19 Comparison of effect of containment pressure on mass flow rate of natural circulation in two model

4 结论

根据对ERVC自然循环物理过程的分析，本文选取了加热功率，冷却剂入口过冷度，安全壳压力，出入口面积等参数进行了研究，并对模型进行了简化，得到了以下结论：

1）AP1000的ERVC设计有很大的裕量，可以通过自然循环的方式将下封头内熔融物产生的衰变热导出，保证压力容器的完整性。

2）熔融物衰变功率及冷却剂过冷度对自然循环影响比较明显，并且随着功率的升高和过冷度的减小，自然循环的流量增大，相比而言，安全壳内压力对自然循环的影响较小。

3）保温层流道的入口面积和出口面积对自然循环过程的影响趋势基本一致，但通过结果的变化可以看出，入口面积的影响更大一些。

4）经过简化后的模型与原模型计算分析结果吻合度很高，所以可以替代复杂的模型进行ERVC过程的分析，提高计算效率。

［1］ Theofanous T．G，Liu C，Additon S，Angelini S，Kymalainen O，Slamassi T．In-vessel coolability and retention of a core melt［R］．DOE／ID-10460．vol．1，U．S．Department of Energy，1996．

［2］ Kyoung-Ho Kang，Rae-Joon Park．Flow analyses using RELAP5／MOD3 code for OPR1000 under the external reactor vessel cooling［J］．Annals of Nuclear Energy，2006，33：966-974．

［3］ SONG J H，KIM S B，KIM H D． On some salient unresolved issues in severe accidents for advanced light water reactors［J］．Nuclear Engineering and Design，2005，235（2）：2055-2065．

［4］ AP1000 Probabilistic Risk Assessment． APP-GWGL-022，May 2004．

［5］ 林诚格，郁祖盛．非能动安全先进压水堆核电技术［M］．北京：原子能出版社，2010．

Study on the process ofnatural circulation of AP1000 ERVC system based on RELAP5

CUI Cheng-xin，CHEN Lian，HU Xiao
（State Nuclear Power Technology R＆D Center，Beijing 102209，China）

External reactor vessel cooling（ERVC）system，as one of the passive systems of AP1000 reactor，plays a key role for the melt in-vessel retention and prevention largescale release of radioactive materials．In this paper the AP1000 ERVC system was modeled by RELAP5 code，simulated the physical processes of natural circulation cooling and investigated the effects of various thermal-hydraulic parameters such as decay power，subcooling，containment pressure．In addition，in this paper the simulation model of ERVC system was simplified，and proved the reasonableness of simplification by the compare of the results to the before calculations．

Natural circulation；ERVC；Flow characteristic；RELAP5

TL364

A

0258-0918（2016）02-0165-07

2014-12-19

国家重大科技专项严重事故机理及现象学研究课题

崔成鑫（1987—），男，吉林，助理工程师，硕士，反应堆安全分析