马秀歌+林琳+李汉辰+宋炜

【摘 要】在极寒外部环境条件下，并丧失所有交流（AC）电源事故下，钢安全壳内部热负荷会减少，安全壳内部的温度和压力也随之减小，导致钢安全壳承受较大外部压力荷载。本文基于有限体积法求解多组分、多相的质量、动量和能量守恒方程，计算分析了典型核电厂极寒条件下安全壳可能受到的最大外压。计算结果表明典型核电厂最大压差不会超过设计值。本文计算的安全壳负压对钢安全壳设计至关重要。

【关键词】外压；钢安全壳；安全壳；极寒

安全壳是用来密封反应堆冷却剂系统，防止事故时放射性裂变产物大量释放的最后一道屏障。在安全壳设计过程中，为了保证安全壳的完整性，需要对设计基准事故后的安全壳内压力和温度进行计算，确保其值满足现行的法规标准，从而保证安全壳的完整性。

徐大堡核电厂安全壳设计为钢制安全壳。钢安全壳具有良好的密封性，能在假想的实际基准事故后包容释放的悬浮放射性物质。钢安全壳具有良好的导热性，其外表面不仅可提供设计基准事故条件下液膜的蒸发冷却，并且通过与外层屏蔽厂房、导流板等物项形成了冷却通道，降低安全壳内的温度和压力。

因为钢安全壳具有较好的导热性，在极寒天气条件下，安全壳外环境温度低于安全壳内环境温度，导致热量从安全壳内导出，可使安全壳钢壳内部压力温度降到很低，在钢安全壳内外产生一个负压差。如果在这种极寒条件下假设，并丧失所有AC电源，会导致钢安全壳内部来自于反应堆冷却剂系统和其它能动部件的热负荷减少，引起安全壳内部的温度下降，压力也随之减小；最终钢安全壳承受较大外部压力荷载，可能威胁到安全壳的完整性。为了确保在极寒天气安全壳的完整性，本文根据徐大堡厂址参数条件，计算了极寒天气条件下钢制安全壳最大压差。

1 钢安全壳功能介绍和设计准则

徐大堡核电厂钢安全壳是一个独立的带有椭圆上下封头的圆柱形钢制容器，外部由钢筋混凝土构筑的屏蔽厂房包围。钢安全壳的直径约为40米、高度约为66米。钢制安全壳作为最后一道安全屏障，是阻止事故后安全壳内放射性物质向环境释放的承压边界。同时钢制安全壳也作为非能动安全壳冷却系统的换热界面，提供安全级的最终热阱用于导出反应堆冷却剂系统显热、堆芯衰变热、事故源项的衰变热。它的主要功能包括：

1）在正常运行期间为反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽；

2）钢安全壳也是整个非能动安全壳冷却系统的组成部分，安全壳容器和非能动安全壳冷却系统设计成能从安全壳排出足够的能量，防止在假想设计基准事故后安全壳超出其设计压力和设计温度。

在极寒天气条件下钢制安全壳的最大外压差设计值为0.0117·MPa（表压）。

2 计算模型介绍

2.1 计算程序和模型控制体

本文程序基于有限体积法求解多组分、多相的质量、动量和能量守恒方程。程序求解的流体包括连续液体、液滴及水蒸气-气体混合物，在同一控制体内，这些流体可处于热力学非平衡状态，从而可以模拟过冷液滴在饱和蒸汽中的降落。水蒸汽-气体流场的气体组分可以包含多达8种非凝性气体。此外，该程序中还包含了大量的设备部件模型，如泵和风扇、阀门和门、热交换器、爆破阀、喷淋管嘴、冷却器和加热器、氢气复合器及氢气点火器等。

在本文计算模型中，安全壳模型包含126个控制体，控制体100表示外部大气环境，控制体126表示屏蔽厂房外围的大气环境，控制体125表示屏蔽厂房空气入口，控制体92～98和124表示空气导流板和屏蔽厂房之间的下降通道，控制体85～91和123表示空气导流板和钢制安全壳之间的上升通道。在外压分析中为了模拟真空泄压阀，模拟了边界条件、流道、阀门以及开关函数参数。

2.2 真空泄压阀

对于钢制安全壳，为了防止极寒条件下安全壳最大负压差，在安全壳空气过滤系统通风管道上增加了真空泄压阀，可以在可能出现极大负压差时开启真空泄压阀，使得空气进入安全壳，避免负压差过大。为了模拟真空泄压阀，增加了边界、流道、阀门以及开关函数参数，真空泄压开启压力为0.093·MPa（绝压），延迟时间为20秒，流通面积0.01864m2。

2.3 扩散和传质：IRWST水蒸发

由于安全壳外压瞬态过程中安全壳的压力和温度降低，内置换料水箱（IRWST）中的一些水会通过质能扩散而蒸发。在分析中，通过接管的质能扩散不包括在质量能量守恒中。由于IRWST（控制体8·s，分成一个子控制体，使用接管与其他控制体相连）在模型等效于一个集总参数模型，所以计算中未考虑IRWST的水蒸发，这将减小安全壳的压力从而使计算模型更保守。

2.4 安全壳内部热阱

由于在外压分析瞬态过程中大气的温度降低，内部热构件便成为了热源。湍流的换热系数很小，并且在模型中已经考虑了许多保守的假设。因此，所有的安全壳内部热阱使用新的换热系数，包括非ITAAC（检查、试验、分析和验收准则）结构、地板和死隔间。

在输入文件中，采用一侧的面积和全部厚度对大多数的热阱进行描述。对于这些热阱，认为其两侧均与安全壳大气环境进行换热。结果，传热系数类型1、4和5更改为湍流自然对流。增加传热系数类型7取代4，仅用于混凝土热阱的一侧和两外部金属热构件（热阱4和214）。另外，控制参数中的自然对流换热系数设置为0.4。

3 初始假设条件

3.1 安全壳内主要假设条件

为了得到压差最大的瞬态条件，使得外压分析计算结果相对保守，在分析中安全壳内环境主要假设条件如下：

1）失去交流电源，正常运行状态下进入安全壳的热量减少；

2）无空气向壳内泄漏；

3）非能动安全壳冷却系统（PCS）水膜冷却不动作；

4）安全壳初始压差为0.0014·MPa（表压）；

5）安全壳内热结构初始温度为48.9℃；

6）安全壳内初始相对湿度为70%；

7）安全壳内大气初始温度在48.9℃；

8）安全壳内部热结构初始温度为30.6℃；

3.2 安全壳外环境的主要假设条件

（1）假设外部环境相对湿度0%；

（2）安全壳外风速；

徐大堡厂址50年一遇最大风速33.9·m/s。采用关系式（1）折算成环形上升空间的风速。

Va = V*（C_P/Kloss）0.5 （1）

其中V：表示测量大气风速；

Va：环腔上升段速度；

C_P：风速系数；

Kloss：阻力系数。

折合成环形上升空间风速为9.6m/s。

安全壳环形通道空气流速修改边界条件PCS出口的压力使空气流速接近33.9·m/s。通过降低此边界条件的压力产生了使空气在环形通道内向上流动的压差。经过计算当压力降低至0.101·MPa（绝压）时，环形通道风速为9.6·m/s。

（3）安全壳外温度

对于徐大堡厂址气象数据，百年极端最低温度为-30.9℃。假设徐大堡安全壳外初始外部环境温度-3.9℃，并以16.7℃/h的速度降温，保守考虑减低到-31.7℃。

4 计算结果及结论

通过计算徐大堡厂址安全壳计算的最大压差为0.0108MPa（表压），不超过设计值0.0117MPa（表压）。计算结果表明，徐大堡核电厂可以保证在极冷条件下安全壳内外压差不超过设计值，满足设计准则。

【参考文献】

[1]“Nuclear Services Policies & Procedures”， “Design Analysis”， Effective 10/01/01[Z].

[2]NSE-92-0114， NSE/WMD0040， Input Data for Pressure Transient Work[Z].

[责任编辑：张涛]