重水堆停堆工况下单相自然 循环热阱有效性分析
苑景田1.2，终立丽，曹学武2
（1.上海核工程研究设计院，上海200233：2.上海交通大学机械与动力工程学院，上海200240）
摘要：对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强追循环后，单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析、通过 分析发现，每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时，主热传输系统都可以建立稳定的自然环，排出堆芯热量，一台蒸汽发生器可用时，两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在.在同一堆芯衰变动率水平下，主系统内自然循环流量受环路内可用燕汽发生器数量影响较小.
关键词：重水堆：停堆工况：单相自然循环：热阱
中国分类号：TL333文章标志码：A 文章编号：0258-0918(2014)02-0181-07
Analysis on Effectiveness of the Single-phase Natural Circulation HeatSink ofPHWRunderShutdown Conditions
YUAN Jing-tianl TONG Li-li² CAO Xue-wu*
2. the Mecharical and Powe Engineering School. Shanghai Jiao Tong University Shanghsi 200240 China) (1. Shanghai Nucleer Resesrch and Desigs Institute Shsnghai 200233. Chinss
Abstract:The effectiveness of the single-phase natural circulation heat sink of PHWRunder reactor shutdown and loss of coolant forced circulation conditions is analyzed. Results of cases that either one steam generator (1 SG) is available or two steamgenerators (2 SG) are available in each loop show that the heat transfer system couldestablish steady single-phase natural circulation and remove the core decay heat. In 1SG case. the temperature of fuel cladding in two channels are different due to different cooling conditions and in both cases the channel mass flow rate shows little differenceunder the same core decay power.
Key words PHwR; shutdown condition; single-phase natural circulation: heat sink
停维冷却系统主热传输系统提供强迫循环， CANDU型重水堆核电厂停堆工况时，由排出堆芯热量；然面重水堆核电厂在停堆工况下存在冷却剂丧失强追循环的风险，为保来缓解事故进程，排出堆芯余热.对于重水算分别使用不同的模型.竖直壁面与流体 证反应堆系统的安全，需要采取相应的措施堆面言，停堆工况下冷却剂丧失强追循环后，堆芯两侧集管压差趋近于零，此种情况下堆芯衰变热的排出主要依靠自然循环流动，借助非能动的自然循环机制，CANDU堆可以在 事故发生24h内缓解事故进程（1.相关研究针对CANDU型重水反应堆自然循环进行然循环）、两相热虹吸和间歇性流动换热.模型是基于竖直平板壁面得出的，适用于 了以下3种主要的分类：单相热虹吸（单相自重水堆的主热传输系统可以保障在主泵不可用和停堆时建立热虹吸自然循环来导出堆芯水平壁面与流体自然对流换热时，采用热量，重水堆中的热虹吸系统设计中，蒸考虑了重力影响因素的McAdams模型，汽发生器的位置高于堆芯，定义为主回路内冷却剂与蒸汽发生器的自然对流，在重水堆 很多假想事故中，如丧失电源事故，主回路内的单相自然循环可为燃料提供足够的冷却.研究发现，重水堆主热传输系统的单相自然循环可以在长时间内充当热阱，且不会有 燃料包壳失效：堆芯衰变热低于4%时都可以建立较为稳定的单相自然循环.印度加压式重水堆在停堆低功率工况下，可以通过主热侧作为热阱将回路温度降低至60℃；试验 传输系统的单相自然循环和蒸汽发生器二次发现，在一定功率水平且每个环路两台燕汽发生器可用时，主回路内可以建立稳定的单相自然循环.
型，是模拟事故瞬态过程最详细的基于机理模 RELAP5程序采用两相流体、非平衡模型的系统程序，已有的研究分析证明，该程序在分析反应堆热工水力现象方面也具有比较好的可信度[].
本文主要以机理性程序RELAP5程序为工具，以CANDU6型董水堆为研究对象，分析研究停堆工况下冷却剂丧失强迫循环后，环路部分或全部蒸汽发生器具备排热能力时，单相自然循环热阱的有效性，
1计算模型
1.1壁面-流体传热模型
1.2重水堆系统模型
程序中针对传热壁面分为竖直壁面和水平壁面，两种壁面对单相流体的自然对流计之间的自然对流模型是基于Churchill-Chu模型]
式中，Ra=GrPr为Rayleigh数，Pr为Prandtl 数，Gr 为 Grashof 数.Churchill-Chu层流和素流的Ra数值范围.
所得出， 模型基于水平平板与流体之间的对流换热
使用RELAPS程序建立了重水堆核电厂系统模型（如图1所示）.包括主热传输系统和 简化的二回路系统.主热传输系统主要模拟了堆芯、稳压器、主系、蒸汽发生器和一回路冷却剂管道，主热传输系统由两个环路组成，每个环路由2台主热传输泵、2台蒸汽发生器、2个 人口集管、2个出口集管和相应的连接管组成，形成一个“8”字形，在这种布置中，每个环路的泵和蒸汽发生器都是串联的，反应堆供水管将燃料通道的人口、出口分别连接到反应堆的人口、出口集管上.两环路通过稳压器相应管线 和阀门连接.
堆芯模型主要由压力管构成，按照各环路对应的不同流向，将堆芯380根压力管在径向在各堆芯流道内部（以第一流道为例），在轴向 等分为4个流道，4个堆芯流道的功率相同.分为端部件部分和燃料组件部分.燃料通道轴向功率分布为余弦曲线分布，处于通道中间的棒束功率最高，两端部位置的棒束功率最低.壳节点. 每个燃料芯块在径向上划分为UO：、气隙和包
(1)
Nu=0.27Ra= 10°<Ra<10（2) 口 182 内含电加热器，通过连接管线分别连接到两个环路出口集管与蒸汽发生器之间的管道，喷淋系统模型包括喷淋管线和喷淋阀门，卸 压系统模型主要包括稳压器安全阅和相关管线. 稳压器模型主要由稳压器筒体、连接管2.2计算分析 线、喷淋系统和卸压系统组成.稳压器简体2.2.1环路内SG具备部分输热能力 假定每个环路内只有一台蒸汽发生器可用（SG1），另一台蒸汽发生器（SG2）二次侧充满空气.分析在此条件下，停堆3天时堆芯丧失 强迫循环后，主热传输系统内能否建立自然循环， 蒸汽发生器模型有4个，一次侧部分主要包括进口水室、出口水室、传热管束，其中将全部传热管按照流道面积和容积不变的原则等效 为一根U型流道；二次侧部分包括给水进口部分、二次侧下降段、二次侧传热区域、汽水分离器、干燥器和蒸汽汽腔， 自蒸汽发生器二次侧开始沸鳞为0s时刻，计算结果如图2至图7所示.在可用蒸汽发生器SG1二次侧沸腾后，关停主泵，冷却剂 流量迅速降低（如图2所示），燃料包壳温度则由于冷却剂流量降低、传热减弱而逐渐升高（如图3所示）；同时，除入口集管RIH2之外，两通道相应连接的其他出、人口集管温度也都快速升高（如图4所示）.由于蒸汽发生器SG1 二次侧处于充水状态，进人此蒸汽发生器U-型管内的高温冷却剂可以得到持续的冷却，保持温度的稳定：冷却剂流量降低，燃料包壳温度升高，使通过燃料通道Channel1的冷却剂温度 迅速上升，这是出口集管ROH3温度升高的原因；燕汽发生器SG2二次侧充满空气，通过一次侧U-型管的高温冷却剂向二次侧的空气释散了一定的热量，该蒸汽发生器在一定程度上也起到了热阱的作用，但其冷却效果不足，人 口集管RIH4的温度伴随ROH3的温度面逐渐升高，在冷却剂通过燃料通道Channel2后，出口集管ROH1内的冷却剂温度也随之升变化，因此两通道的燃料包壳温度也逐渐出现 高，由于两燃料通道的出、人口集管温度出现差异（如图3所示）. 出人口集管及其他管道，输水管数量庞大 一回路冷却剂管道包括出人口输水管、且结构形状复杂，将出入口输水管按与堆芯连接的位置分为不同的管束，并将管束按照流道面积和容积不变的原则等效为单根管道，主泵共有4台，由程序中的泵控制体进 行模拟. 二回路系统主要包括主给水系统和主蒸汽系统：主给水系统模型主要由控制容积和流量控制阀门组成：主蒸汽系统主要有主 蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀和汽轮机. 2计算分析 2.1初始条件 主热传输系统处于冷态正常装量工况，堆芯功率为停堆三天后的衰变功率8957kW.假定冷却剂丧失强迫循环后，主热传输系统加压至4MPa：停堆三天后，主热 传输系统内冷却剂初始温度为38C；环路内有一台或两台蒸汽发生器司用，二次侧初始温度为38C，可用蒸汽发生器二次衡的水装量为38000kg，并维持不变：环路内所 有蒸汽发生器二次侧的安全阀保持开启状态，维持二次侧压力0.101MPa；假定在蒸汽发生器二次侧未沸腾前，主热传输系统内依靠主泵点动逐步建立流量：蒸汽发生器二内的浮升力能否建立单相自然循环. 次侧开始沸腾后，关停主泵，分析依靠回路 图2通道内冷却剂流量Fig. 2 Mass flow rate in fuel channel 图3燃料包壳温度 Fig. 3 Temprrature of fuel cladding 图4集管内温度 Fig. 4 Temperature in reactor headers Fig.5 Temperature at SG secondary side 图5SG二次侧温度 充水SG1二次侧的水保持装量并整体处于沸腾状态，对通过其一次侧U-型管的冷却剂的冷却逐渐稳定，人口集管RIH2中的温度与该蒸汽 发生器二次侧的温度儿乎相等（如图4和图5所示）.未充水蒸气发生器SG2二次侧温度达到 图6燃料通道内空泡份额 Fig. 6 The void fraction in fuel channel 图7通道内冷却剂流量Fig. 7 Mass flow rate in fuel channel 127.7℃并保持稳定后，其冷却能力丧失，对通过一次侧U型管的冷却剂不再有冷却作用，这一点可以从出口集管ROH3和人口集管RIH4的温度都保持在127.7℃可以看出（如图4所示）. 燃料通道内未有蒸汽出现（如图6所示），主热传 主热传输系统内的状态最终达到稳定状态，输系统内的冷却剂流量维持在约26.1kg/s左右（如图2所示），两燃料通道内的包壳温度分别约为116.7C（Channel1）和138.9℃（Channel22.2℃，造成这种差异的原因是两蒸汽发生器 2）（如图3所示），两通道内燃料包壳的温差约为对通过各自一次侧的冷却剂冷却不同导致两燃料通道的人口集管内的温度的不同面引起.冷(Channel 1)和 20. 3 C(Channel 2). 却剂通过两通道后的温升分别约为21.7℃ 经过上述计算分析可以发现，停堆三天后，重水堆核电厂主热传输系统内每环路有一台蒸
