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AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析

2014-08-07单祖华胡迎秋王升飞牛风雷

原子能科学技术 2014年10期
关键词:安全壳射流计算结果

玉 宇,张 鹤,单祖华,胡迎秋,王升飞,牛风雷,刘 鑫,刚 直

(1.华北电力大学 核科学与工程学院 非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京 102206;2.上海核工程研究设计院,上海 200233;3.国家核电技术研发中心,北京 100010)

核安全问题由于其特殊性一直备受关注,随着核电技术与应用的不断发展,人们对核电厂安全也提出了越来越高的要求。而日本福岛核事故[1]更使人们认识到,必须重视核电厂在地震等外部灾害情况下的安全问题。因此,引入非能动系统,作为能动系统的补充,就成为提高核电安全的一个重要手段。在先进大型压水堆AP1000[2-3]等新一代反应堆设计中均广泛采用了非能动设计理念。

非能动安全壳冷却系统[2,4]是AP1000核电厂中的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内大空间中的自然循环,将产生于安全壳内的蒸汽冷凝为液态水,同时将热量传递给钢制安全壳壁面;再通过安全壳外空气流道中的空气自然循环过程,将热量带至最终热阱——大气。该系统运行不依赖外界电源等动力系统,提高了系统在地震等外部灾害下的运行可靠性;而能否准确模拟大空间内、外自然循环过程的传热传质过程,获得准确的安全壳内温度、压力分布,就成为系统设计、安全评价等工作的关键所在。

研究表明[4-5],当空间内流体密度在垂直方向呈递减状态,而空间内的循环过程又不足以打破这种现象时,空间内流体将出现稳定分层现象,对流体流动、传热过程产生重要影响,而此时流体密度在水平方向上较均匀。针对此种现象建立的热工模型,三维计算模型的计算工作量巨大,集总参数模型[5-6]又难以描述流体状态在垂直方向上的变化。伯克利大学Peterson等[7-8]提出的基于热分层现象建立一维模型是研究该问题的有效方法之一。本文采用该方法,针对小比例安全壳模型内的蒸汽射流,建立一维模型进行分析计算,并与三维模型的计算结果进行对比验证。

1 计算模型

对于安全壳内的冷却,当发生一回路破口或二回路安全壳内破口事故时,一回路或二回路内的热流体将释放至安全壳内,形成射流。而安全壳内大空间的流体在射流影响下,将被逐渐加热,继而出现热分层现象。

1.1 射流模型

对于破口喷射的情况,射流流量将随着发生破口的系统内压力的降低而逐渐减小,射流也将从冲击射流逐渐演变为浮力射流。本文主要针对破口事故后期浮力射流的情况进行计算分析,由于在事故后期,破口喷放流量将在一段较长时间内基本稳定,为简化计算,本文计算中采用稳定的蒸汽浮力射流模型[7],即射流参数不随时间发生变化,模型中,特征流量B为:

(1)

式中:ρa为空间流体密度;ρ0为射流流体密度;Q0为射流源处体积流量。

高度z处的射流体积流量Qbj为:

Qbj=kuB1/3z5/3

(2)

射流特征尺寸dbj为:

(3)

(4)

式中,ku与km为射流常数,ku=0.15,km=0.35。

1.2 安全壳内主流流体模型

对于安全壳空间内的流体,采用一维模型[7],守恒方程可写成如下形式:

(5)

式中:t为时间;A(z)为空间内流体的横截面积,是安全壳高度的函数;G、F、S的含义如下:

式中:i为流体焓;D为扩散系数;p为压力;T为温度;Q为体积流量;ρ为流体密度;x为组分;下标sf表示空间流体参数,k表示射流流体序号。

对于安全壳外空气流道中的流体,利用质量、动量和能量守恒方程,建立与安全壳内流体相对应的一维模型,进行安全壳内、外两侧的流体传热计算。

2 安全壳内蒸汽射流分析

2.1 系统介绍

如图1所示,该系统[9]为缩小比例的AP1000钢制安全壳模型,上、下封头为半椭球封头,长轴为1.5 m,短轴为0.8 m,钢壳竖直高度为3 m。安全壳外环形空气自然循环流道宽为0.2 m。系统初始状态为:温度25 ℃;压力0.1 MPa。

图1 缩小比例钢制安全壳模型示意图

假设有140 ℃的蒸汽以0.1 kg/s的质量流量从下封头底部注入安全壳内空间[9],同时,25 ℃的冷却水以0.5 kg/s的质量流量喷淋到钢壳上封头的外表面。此外,25 ℃的空气以2 m/s的流速从导流板和钢壳之间的环形通道底部流入,从顶部半径为0.65 m的出口流出。

2.2 计算结果

1) 温度分布

本文采用一维计算模型,针对上述系统进行计算,获得喷放2 000 s及3 600 s时安全壳内的温度分布,如图2所示。由图2可见,此时安全壳内温度分布已基本趋于稳定。

图2 安全壳内温度分布

图3 三维稳态模型计算结果

图3为三维模型计算的稳态计算结果[9],图中所标数值为温度分布。三维模型计算结果表明,安全壳内空间主流流体在竖直方向上呈现温度分层现象:在安全壳底部空间,主流流体温度约为60 ℃,随高度的增加,主流流体温度逐渐升高,在高度低于1.84 m(图3中归一化高度小于0.4部分)的空间内,主流温度由60 ℃上升至90 ℃,之后在高度1.84~2.76 m(图3中归一化高度0.4~0.6)的空间内,主流温度由90 ℃上升至100 ℃,在高度大于2.76 m(图3中归一化高度大于0.6部分)的空间内,主流温度由100 ℃上升至约110 ℃;而一维模型计算所得的主流温度分布随高度的变化(图2b)与此一致,计算偏差在10%以内。

2) 压力及组分分布

喷放3 600 s时安全壳内总压力、蒸汽压力及蒸汽份额如图4所示。由图4可见,安全壳内总压力、蒸汽压力及蒸汽份额均随高度的增加而逐渐上升。这是由于:(1) 蒸汽密度低于空气,因而蒸汽将聚集在安全壳内顶部空间;(2) 大空间中的部分流体被射流卷吸而到达安全壳顶部;(3) 蒸汽在接触到安全壳壁面时被冷却凝结,将热量释放到周围空间的流体中而使其温度升高,继而压力上升。上述因素导致了安全壳内顶部空间的压力首先升高,继而在压力梯度的作用下空间内流体向下流动,使得安全壳内整体温度、压力逐渐上升。

图4 喷放3 600 s时安全壳内总压力、蒸汽压力及蒸汽份额

3 结论

综上所述,在一维模型的计算中,当空间内主流流体状态趋于稳定时,计算结果与三维模型稳态计算结果相符,验证了计算模型的可靠性;计算结果也证明安全壳内主流流体在竖直方向上存在分层现象,因此采用一维模型是合理的。而一维模型使计算效率得到显著提高,可获得安全壳内流体状态随时间的变化过程。

而从压力及蒸汽份额计算结果可知,当流体状态趋于稳定时,安全壳内总压力分布在竖直方向上相差较小,且随高度的增加,总压力呈上升趋势,这为安全壳内流体流动提供了动力;而蒸汽则主要集中于安全壳顶部空间,这是由于蒸汽密度低于空气,当蒸汽到达安全壳顶部时,接触到钢制安全壳壁面而被冷却。

参考文献:

[1] IAEA Review Team. Report of IAEA international fact finding expert mission of the Fukushima Dai-ichi NPP accident following the great east Japan earthquake and tsunami[R]. Vienna: IAEA, 2011.

[2] 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.

[3] SCHULZ T L. Westinghouse AP1000 advanced passive plant[J]. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236: 1 547-1 557.

[4] WOODCOCK J, ANDREYCHEK T S, CONWAY L, et al. WGOTHIC application to AP600 and AP1000, WCAP-15862, Class3[R]. PA: Westinghouse Electric Company LLC, 2004.

[5] 林诚格,赵瑞昌,刘志弢. 安全壳在事故情况下的完整性分析[J]. 核科学与工程,2010,30 (2):181-192.

LIN Chengge, ZHAO Ruichang, LIU Zhitao. Containment integrity analysis under accidents[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2010, 30(2): 181-192(in Chinese).

[6] 张迪,严锦泉. 大型非能动安全壳冷却液膜温度稳定性初步研究[J]. 核电工程与技术,2010(2): 1-7.

ZHANG Di, YAN Jinquan. Preliminary study on cooling film stability of large passive containment[J]. Nuclear Power Engineering and Technology, 2010(2): 1-7(in Chinese).

[7] PETERSON P F. Scaling and analysis of mixing in large stratified volumes[J]. Int J Heat Mass Transfer, 1994, 37(Suppl.1): 97-106.

[8] PETERSON P F, SCHROCK V E, GREIF R. Scaling for integral simulation of mixing in large, stratified volumes[J]. Nuclear Engineering and Design, 1998, 186(1-2): 213-224.

[9] 俞冀阳. 先进压水堆非能动安全壳冷却系统三维分析[D]. 北京:清华大学,1998.

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