樊 普，郑尧瑶

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

AP600核电厂为非能动核电厂，对于小破口事故，采用非能动堆芯冷却系统缓解事故，将电站带至安全状态。根据法规，新增的系统性能必须通过试验验证其可靠性，并为事故分析程序提供数据验证。西屋公司进行了单项试验和整体试验(APEX-600和SPES-2)验证其性能。在采用Oregon州立大学(OSU)整体实验台架的试验数据验证小破口事故分析程序NOTRUMP-AP600的过程中，发现第4级自动卸压系统(ADS4)触发后稳压器的排水性能未被正确模拟[1]，这将导致注入堆芯的水装量增加，分析结果不保守，需对此问题引起高度重视。

NRC在对NOTRUM-AP600程序评审时，确认导致这些现象的发生是源于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程忽略了动量通量密度的散度项(简称动量通量项)。本工作将评估NOTRUMP-AP600程序忽略动量通量项的影响，并对此问题进行修正。

1 采用两相动量守恒方程对缺失动量通量项的评估

1.1 动量守恒方程

NOTRUMP-AP600程序中的动量守恒方程为：

(1)

式中：G为混合物质量流速，kg/(m2·s)；um为混合物速度，m/s；A为流动面积，m2；ρ为密度，kg/m3；pw为壁面周长，m；p为压力，MPa；z为管路长度，m；g为重力加速度，m/s2；ur为液相和气相的相对速度，m/s；ρr为参考密度，其定义为ρr=ρfρgα(1-α)/ρm，kg/m3，α为空泡份额，下标f、g、m分别表示液相、气相和混合物；t为时间，s；τw为单位面积上的壁面剪切应力，N/m2。

该方程采用漂移流模型计算质量流量，当评估其缺失动量通量项影响时，需提供漂移流模型等复杂经验关联式，为此本文将分别采用均相流和分相流模型的动量守恒方程来评价动量通量项对动量守恒方程的影响。……