张健 盛天佑

【摘 要】在核电厂发生堆芯熔化的严重事故条件下，为了避免底板熔穿带来放射性对环境的影响，三代压水堆核电机组很多采用了堆内熔融物滞留技术，这涉及堆腔注水冷却系统的研发，存在能动注入与非能动注入两种工作模式。在能动注入模式中，冷却水在压力容器外表面发生流动沸腾换热；在非能动注入模式中，保守考虑为冷却水在压力容器外表面发生池沸腾换热。对两种运行模式中的沸腾换热进行准确计算是对三代核电机组进行计算分析的前提，本文探讨了两种运行模式中沸腾换热系数和临界热流密度的计算方法，为堆腔注水冷却系统的计算分析提供了一套完整的计算公式。

【关键词】严重事故；熔融物堆内滞留；沸腾换热；临界热流密度

中图分类号： TL33；TL351.6 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）05-0004-003

【Abstract】The IVR strategy is widely adopted in Generation III PWR to avoid fission products release due to the basement melt through under core melt severe accident conditions. The R&D; of cavity injection cooling system is introduced with two working modes like active injection and passive injection. In the active injection system， the boiling phenomenon occurring on the surface of the RPV wall is flow boiling； in the passive injection system， the boiling phenomenon occurring on the surface of the RPV wall is conservatively considered as pool boiling. The accurately calculation of the boiling heat transfer under the two modes is the base of the analysis of the generation Ш PWR. The method of calculating the boiling heat transfer coefficients and the critical heat flux under the two modes are studied， and a set of calculating method is put forward to the analysis of the cavity injection cooling system.

【Key words】Severe accident； IVR； Boiling heat transfer； CHF

0 概述

在三代压水堆核电机组中，广泛的将熔融物堆内滞留（In-Vessel Melt Retention，IVR）策略应用于严重事故的缓解措施，如西屋公司的AP1000、韩国的APR1000以及中国的先进压水堆华龙一号和CAP1400。在上述三代核電机组中，用于实施IVR策略的堆腔注水冷却系统有的采用了完全非能动的模式[1]，有的采用了能动与非能动相结合的模式[2]。IVR策略是指在严重事故后，将冷却水注入堆腔中压力容器保温层内，水在保温层内吸收压力容器内堆芯熔融物的衰变热，在压力容器外表面发生沸腾换热现象，将堆芯衰变热带走，从而冷却反应堆压力容器外壁面，确保严重事故下压力容器不被熔穿，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，防止发生压力容器外蒸汽爆炸和堆芯熔融物与混凝土地板相互作用等现象威胁安全壳的完整性。

三代压水堆核电机组堆腔注水冷却系统中的能动模式是指：在严重事故发生时，用外部动力驱动水泵将水箱内的水注入压力容器保温层内；非能动模式是指：在严重事故发生时，位于高位的非能动堆腔注水箱内的水主要依靠重力就能够将水注入压力容器保温层内。

在利用软件对三代压水堆核电机组进行安全分析的过程中，需要分析堆腔注水冷却系统投入运行的时刻，不同的注水流量，不同的注水过冷度等因素对堆腔注水冷却系统运行的影响，所有上述分析，都需要以堆腔注水冷却系统在不同工作模式下沸腾换热的准确计算为前提，因此，本文首先分析了三代压水堆核电机组堆腔注水冷却系统能动与非能动两种运行模式下压力容器外壁面发生沸腾换热的模式，然后总结两种运行模式下适用的沸腾换热系数以及临界热流密度的计算方法，为三代核电机组的安全分析提供一套完整的计算公式。

1 能动模式下沸腾换热的计算

当能动堆腔注水系统运行时，一般情况是泵从水箱内取水，经由出口管线将冷却水注入到压力容器保温层内，在保温层内冷却水沿压力容器外壁与保温层之间的流道向上流动，最终从保温层流出，返回水箱。从能动模式下的水的流动过程可以看出，水一次性流过压力容器外壁面，吸收堆芯熔融物的衰变热之后发生沸腾现象，将堆芯衰变热带走，在压力容器外壁面发生的沸腾现象为流动沸腾，因此，需要采用计算流动沸腾的公式来计算分析能动模式下的沸腾换热现象。

1.1 沸腾起始点的确定

根据流动沸腾曲线，可以将流动沸腾分为单相流体传热阶段、过冷沸腾传热阶段、饱和沸腾传热阶段。当能动CIS系统初始投入运行时，注入反应堆压力容器与保温层之间流道内的水为过冷水，根据流动沸腾曲线，需要确定发生沸腾的起始点，即需确定沸腾起始时的过热度，根据文献[3]和[4]，可以采用下面方法确定沸腾起始所需要的过热度。

qONB为沸腾起始所需的热流密度，由于沸腾起始之前的换热方式为单相流体的对流换热，故qONB可以用单相流体对流换热的计算方法来计算，因此，联立式（1）中的两个方程，即可求得沸腾起始所需的过热度。

2.2 饱和流动沸腾的计算

确定沸腾起始点之后，根据文献[3]，可以采用CHEN公式计算饱和流动沸腾和过冷流动沸腾。CHEN公式应用于计算饱和流动沸腾时公式如式（2）所示：

式（10）中THS为压力容器壁面温度，TW为冷却水的温度，TSAT为饱和温度。计算对流传热分量换热系数hc时，令F=1。计算沸腾传热分量换热系数hNcB时，使用单相流动的雷诺数Re=GD/μl来计算抑制系数S。其他参数的计算与计算饱和沸腾时的计算方法相同。

2.4 流动沸腾临界热流密度的计算

沸腾换热的能力受临界热流密度的限制，当堆芯衰变热热流密度超过临界热流密度时，沸腾模式会由核态沸腾转变为膜态沸腾，发生传热恶化，导致换热能力下降，因此，实际的换热系数是核态沸腾换热系数与临界热流密度下换热系数的最小值，即：

2 非能动模式下沸腾换热的计算

当非能动堆腔注水系统运行时，一般情况是位于高位的水箱内的水能够依靠重力注入压力容器与保温层之间的环形空间，并逐渐淹没反应堆压力容器下封头，实现非能动冷却。从能动模式下的工作流程可以看出，冷却水淹没下封头至一定高度以后并不会流出环形空间，在保守情况下可以认为压力容器外表面发生的沸腾换热模式为池沸腾。

2.1 池沸腾换热系数计算

文献[7]基于在SBLB试验台架上开展的有保温层结构条件下池沸腾的换热能力实验的基础上，得到了不同角度下压力容器外壁面的换热系数，如下式所示：

对于压力容器外壁面其他角度处换热系数的计算，在公式（14）～（18）中选取两个相邻最近的角度，通过对相应的换热系数进行差值计算得到。

2.2 池沸腾临界热流密度的计算

根据文献[7]，对于有保温层结构的池沸腾，可以采用下面方法来计算临界热流密度：

3 结论

本文针对三代压水堆核电机组堆腔注水系统中存在能动和非能动两种工作模式的特点，分析出了能动模式和非能动模式下压力容器外表面发生沸腾换热模式分别为流动沸腾和池沸腾，并总结出了不同工作模式下沸腾换热系数和临界热流密度的计算方法。在利用软件对三代压水堆核电机组进行安全分析的过程中，可以将上述总结的公式用于分析堆腔注水系统的运行状态与结果，为三代压水堆核电机组的安全分析提供帮助。

【参考文献】

[1]林诚格. 非能动安全先进压水堆核电技术[M].2010，北京：中国原子能出版社.

[2]邢继. 華龙一号：能动与非能动相结合的先进压水堆核电厂[M]. 2016，北京：中国原子能出版社.

[3]Collier， J.G. and J.R. Thome， Convective boiling and condensation. 1994： Clarendon Press.

[4]于平安. 核反应堆热工分析[M]. 2002，上海：上海交通大学出版社.

[5]Jeong， Y.-H.， W.-P. Baek， and S.H. Chang， CHF experiments for IVR-EVC using 2-D slice test section. 2002.

[6]Rouge， S.， I. Dor， and G. Geffraye， Reactor vessel external cooling for corium retention SULTAN experimental program and modelling with CATHARE code. 1999.

[7]Yang， J.， et al. Correlations of Nucleate Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux for External Reactor Vessel Cooling. in ASME 2005 Summer Heat Transfer Conference collocated with the ASME 2005 Pacific Rim Technical Conference and Exhibition on Integration and Packaging of MEMS， NEMS， and Electronic Systems. 2005. American Society of Mechanical Engineers.