失水事故下一回路水动力载荷分析
唐琼辉，周瑞，吴应喜，王荣忠
（深圳中广核工程设计有限公司，广东深列518000）
摘要：以M310反应堆冷却剂系统为对象，在计算假想失水事故（LOCA）时的一目路水动力载荷的基础上，着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响，并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析，结果表明破口面积是影利失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一，轴助接管嘴破口 下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量袋相当：蒸汽发生器（SG）出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明墨，此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值，因面在隔板设计时必须予以考虑.本文的研究成果对新堆显研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值.
关键词：失水事故；一回路：水动力载荷；隔板压差
中图分类号：TL364.4 文献标志码：A
文章编号：0258-0918（2014)04-0462-07
Analysis ofHydrodynamicForce of the Primary Loop under LOCA Condition
TANG Qiong-hui ZHOU Rui WU Ying-xi WANG Rong-zhong
(China Nuclear Power Design Compeny. Shenzben of Guangdong Prov. S1800o China)
accident (LOCA) condition is calculated in this paper the effects of break characteristic Abstract; The transient hydrodynamic force of M310 reactors under loss of coolantincluding break opening time break area as well as break opening type of thehydrodynamic force are analyzed meanwhile the parison of hydrodynarmic force atthe breakage of primary loop pipelines and at the nozzles connecting to these pipelinesLOCA hydrodynamic force of the primary loop and the connecting primary equipments are made and analyzed. The results have shown that break area has critical effect on theand the hydrodynamic force in case of breaks at the primary coolant pipeline and at theconnecting nozzles are parable and hydrodynamic force at the SG primary side dueto SG outlet nozzle break are more obvious than that due to SG inlet nozzle break.
Moreover the pressure difference on the SG vertical divider plate under LOCA is muchlarger than that of steady state which therefore has to be considered during its design. The analysis may provide a valuable reference to the design of a new pressurizedreactor.
Key words; loss of coolant accident; primary coolant line; hydrodynamic force; pressuredifference of vertical divider plate
（包括一回路管道和主设备）进行水动力分析， 在压水反应堆设计中，要求对一回路系统该分析为失水事故（LOCA）工况下一回路系统的结构力学分析提供载荷条件，是保证一回路管道和主设备可靠性和安全性的必要前提条件.
一回路系统管道发生断裂或产生破口时，回路中高温高压的冷却剂将以很高的速度从破口喷放出去，这将在蒸汽发生器、U形管和主系上产生很大的水动力载荷，这种现象主要发生在失水事故的过冷喷放期.
失水事故的事故过程可分为三个阶段：过冷喷放阶段；两相阶段；再淹没阶段，其中在过冷喷放阶段系统内充满过冷流体，从破口刚打开瞬间起卸压波在整个一回路中传播，急剧变化的压力梯度在堆内构件和一回路管道上产生很大的水力冲击载荷，这个时期也称为单相或 声速阶段，其特征是一回路处于过冷状态、一回路压力迅速下降，也是一回路LOCA水动力载荷最大的阶段，因此一回路LOCA水动力载荷分析仅需考虑过冷喷放阶段.
计算一回路LOCA水动力载荷，如表1所示， 目前压水堆设计中，主要采用专用软件来其中美国西屋公司在设计AP1000核电站时采用MULTIFLEX系列程序，法国AREVA公ATHIS系列程序，在设计台山EPR核电厂 司在进行二代压水堆核电站设计时采用时采用了ROLAST和S-TRAC-HAUPT程序分别计算一回路管道和堆内构件LOCA水动TRAC程序，其特点是能对反应滩堆内构件建 力载荷，其中S-TRAC程序来源于美国的立三维模型，得到更详细的数据，此外，核电站设计中也常采用RELAPS计算输助管道在破口工况下的水动力载荷.
1 计算模型和方法
1.1计算程序
1.2物理模型
表1常用LOCA水动力分析款件 Table 1 Software used forLOCA hydrodynamic analysis
堆型 热工水力 RPV 或 SG 管通压力-分析 压力-力转换 力转换CPR ATHIS 垂直力：FORCEV 水平力：FORCEL FORCETAP1000 MULTIFLEX 水力：LATFORC THRUSTROLAST 垂直力，FORCE2 ROLASTEPR S -TRAC S -TRAC-HAUPT系列 S -TRAC(SG) "US EPR S-RELAPS RSFORCE RSFORCE通用 RELAPS 数据自行转换 需提取水力 需提取水力 数图自行转换
本文采用ATHIS程序和管道压力-力转水动力载荷（ 换程序FORCET（见表1）计算一回路LOCA
ATHIS程序主要用于分析核电厂失水事故过冷喷放阶段反应堆一回路系统热工水力瞬态，求解系统各处冷却剂的流量、温度和压力等参数随时间的变化，亦可用于分析由一维管道和容积 组成的网络中可压缩均匀流体的瞬态.管道压力-力转换程序FORCET利用ATHIS程序的计算结果，计算作用在反应堆一回路系统上的力，
ATHIS程序假定流体在由管通连接起来的网络中流动，这些管道由它们的长度、流通藏面和阻力特性来定义，对于流体的流动作下述假设：
流体是可压缩的，均匀的，并始终处于热力学平衡状态；
流体在给定管道中的流动是一维的：
流体流经管道网格时，流道的流通截面是恒定的，但若使用流固耦合模型，流道截面可随时间发生变化.
流体流动遵循以下方程：
1）质量守恒方程：
2）动量守恒方程：
3）能量守恒方程：
4）流体状态方程：
上述方程中所使用的各种变量的物理意义如下:
p、u、G、P分别指流体的密度、速度、质量流速（G-pw）和静态压力；H和h为滞止熔和 比燃；A和D分别指管道的流道截画和水力直径：Q为热交换量：r和x分别代表时间和空间变量；F指摩擦力和重力：f为管壁上的摩擦系数：a为垂直方向与管道中液体流动方向之闻 的角度；g为重力加速度.由于流固耦合面引起的截面变化为A=dA/dr.
1.3ATHIS程序的结点模型
ATHIS程序的基本单元是一维管道，在每一时间补偿中计算这些单元的水力特性参数，本文计算基于的压水堆主冷却剂系统有三 个环路，在ATHIS中将其归纳为两个环路，即断裂环路和完整环路，整个ATHIS模型包括以下三部分：
(1)
=0（3）
(4)
(5)
(6)
(7)
(8)
2初始条件和假设
2.1破口假设
2.2初始条件
3结果分析
第一部分，包括带有稳压器的断裂环路，用相互连接的管道网络来模拟系统中的流动情况.
第二部分，一个完整环路，它代表反应堆冷却剂系统中除断裂回路外的其余两个国路（合并成一个回路）.
第三部分，其余部分，包括反应堆压力容器上、下空腔，上封头和堆芯等区坡.
在M310反应堆冷却剂系统的结构设计中规定 参照美国国家标准ANSI/ANS-58.20，了12个破口位置，详见表2，其中R1至R6和R8为一回路主管道上的周向受限破口，R7为纵向破口，R9至R11为辅助管线连接至一回 路主管道的接管嘴处的破口，R12为主蒸汽管线上的破口，由于R12为二次侧的破口，在本文中不作讨论.
表2破口位置Table 2 Break location
鞍口编号破口类型 R1 周向断裂反应障压力容器人口管嘀处 位置插述R2 周向断裂反应堆压力容器出口管嘴处R3 周向断裂蒸汽发生器人口处R4 R5 周向断裂主泵人口处 周向新裂蒸汽发生器出口处R6 周向断聚主泵出口处R7 级向断裂蒸汽发生器人口布头处R8 周向断裂过渡段水平管道处R10 R9 周向断裂余热排出系统接管处 周向断裂安全注人系统冷股接管处R11 周向新裂波动管热段狭管处R12 周向新裂蒸汽发生答二次侧出口弯头处
破口发生时的一国路热工水力学特征（功率、温度、流量）取核电厂寿期初、出现概率最大的运行工况.
失水事故后作用在一回路及主设备的水动
力主要体现在各管段弯头、蒸汽发生器一次侧接管嘴、蒸汽发生器换热管束弯头、主泵进出口等26个输出位置，加上破口流体喷射向两侧管道的各1个喷射反力，共计28个输出力.下面 针对部分输出力，对破口假设等因素进行敏感性分析.
在蒸汽发生器入口弯头第1段上的水动力载荷时程，由图可见，在两种破口工况下呈现以下特点：-1ms时水动力载荷时程曲线波动较明体来看=1ms的曲线位于=20ms曲线的 显；而t一20ms工况下的曲线相对较平滑；总下方；当t>=300ms后两条曲线基本重合.
图2分别为R1、R2破口工况下破口处的喷射反力.由图可见，两种破口工况下均为当 破口完全打开时达到最大值，且一1ms的喷射力极值略大于t=20ms时相应的极值.
3.1破口打开时间
假设周向与纵向破口在=1ms后完金打开. 根据美国标准ANSI/ANS-58.2表述，但标准同时也说明可根据实验数据或工程实践经验选择大于1ms的数值，大亚湾核电站设计时一回路LOCA水动力载荷分析采用的破口时间为20ms，下面选取R1和R2破口工况 针对这两种不同的破口时间进行敏感性分析.
将R1和R2两个破口工况下的力的时程数据进行分析，图1为R1、R2破口工况下作用
图2喷射反力（s）R1破口工况，（b）R2破口工况 Fig. 2 Thrust force(a) R1 break condition (b) R2 beak condition
从图1和图2可见，采用两种不同的破口打开时间时，水动力载荷和喷射反力存在差异，但总体上来说破口打开时间对计算结果的影响并不大，
图1不同破口打开时间下SG人口弯头的水动力载荷 (b)
（s)R1 工况，(b）R2工况Fig. 1 Hydrodynamic force at the SG inlet elbow under different break opening titmes(a) R1 condition. (b) R2 condition
3.2破口面积
参照美国国家标准ANSI/ANS-58.2，
主管道上的周向受限破口R1~R6和R8根据附近限制器设置确定了最小和最大破口面积，如表3所示.图3为R3破口工况下分别采用最小面积500cm²和最大面积1200cm²下SG 一次侧人口管嘴处的水动力载荷时程，从图3可见破口发生后设置破口面积为500cm²时产生的水动力载荷时程明显大于1200cm²下的值，其他破口也呈现相同的规律.
续表
张口位置 量小破口 最大碳口 新处管段面积/cm 新积/cmR5 R6 1 00 150 2200 300 过度段 净段R7 4 834 4834 热段R8 800 2 000 过段R9 634.4 634. 4 热段R10 R11 634.4 487 634.4 487 冷段 热段
图3不同碳口面积下SG一次侧人口管Fig. 3 Hydrodynsmie force at the SG inlet 嘴处的水动力时程nozzle under different break areas
Fig. 4Thrust force for R1-R8 csses 图4R1-R8破口下的喷射反力
3.3破口类型
R7破口为纵向破口，破口面积为破口发生处所在管道的内截面积，由于一回路管道上的破口除R7外其他均为周向受限破口，由表3可见，R7破口面积大于主管道上其他破口的破 口面积.计算结果表明，从主管道各处的水动力时程来看，各破口下时程曲线均从稳态值快连降低，但R7破口时的时程下降速度最快：从喷射反力来看，R7破口下产生的喷射反力最 大，如图4所示.
3.4辅助管道接管嘴破口与主管道破口下的 水动力对比分析
采用破前漏技术（LBB）后，认为主管道上仅需考虑连接至一回路主管道的辅助管道接管嘴破口R9，R10和R11，不再考虑R1~R8破 口.由于R9、R10、R11为一回路主管道的辅助管道接管嘴破口，常被认为所产生的水动力时程应远小于主管道上的其他破口，因而推断采用LBB后LOCA下作用在主管道的力会显著降低.为澄清此看法，分别以连接热段的破 口R9和连接冷段的破口R10为对象进行分析，以主管道热段一侧的破口R2/R3/R7/R9为例分析作用在热段弯管中间段的水动力时R10破口为例，分析作用在主泵人口处的水动 程，如图5所示：另以冷段一侧的破口R1/R6/力时程，如图6所示.
表3破口面积Table 3 Break area
骏口位置 最小破口 最大破口 所处管验面积/cm² 面积/cmR1 R2 309 300 $00 600 热段R3 500 1200 热股R4 950 2 400 过波段
