張健 盛天佑

【摘 要】在核電廠發(fā)生堆芯熔化的嚴(yán)重事故條件下，為了避免底板熔穿帶來(lái)放射性對(duì)環(huán)境的影響，三代壓水堆核電機(jī)組很多采用了堆內(nèi)熔融物滯留技術(shù)，這涉及堆腔注水冷卻系統(tǒng)的研發(fā)，存在能動(dòng)注入與非能動(dòng)注入兩種工作模式。在能動(dòng)注入模式中，冷卻水在壓力容器外表面發(fā)生流動(dòng)沸騰換熱；在非能動(dòng)注入模式中，保守考慮為冷卻水在壓力容器外表面發(fā)生池沸騰換熱。對(duì)兩種運(yùn)行模式中的沸騰換熱進(jìn)行準(zhǔn)確計(jì)算是對(duì)三代核電機(jī)組進(jìn)行計(jì)算分析的前提，本文探討了兩種運(yùn)行模式中沸騰換熱系數(shù)和臨界熱流密度的計(jì)算方法，為堆腔注水冷卻系統(tǒng)的計(jì)算分析提供了一套完整的計(jì)算公式。

【關(guān)鍵詞】嚴(yán)重事故；熔融物堆內(nèi)滯留；沸騰換熱；臨界熱流密度

中圖分類號(hào)： TL33；TL351.6 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼： A 文章編號(hào)：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

在三代壓水堆核電機(jī)組中，廣泛的將熔融物堆內(nèi)滯留（In-Vessel Melt Retention，IVR）策略應(yīng)用于嚴(yán)重事故的緩解措施，如西屋公司的AP1000、韓國(guó)的APR1000以及中國(guó)的先進(jìn)壓水堆華龍一號(hào)和CAP1400。在上述三代核電機(jī)組中，用于實(shí)施IVR策略的堆腔注水冷卻系統(tǒng)有的采用了完全非能動(dòng)的模式[1]，有的采用了能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的模式[2]。IVR策略是指在嚴(yán)重事故后，將冷卻水注入堆腔中壓力容器保溫層內(nèi)，水在保溫層內(nèi)吸收壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的衰變熱，在壓力容器外表面發(fā)生沸騰換熱現(xiàn)象，將堆芯衰變熱帶走，從而冷卻反應(yīng)堆壓力容器外壁面，確保嚴(yán)重事故下壓力容器不被熔穿，維持壓力容器的完整性，實(shí)現(xiàn)壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的滯留，防止發(fā)生壓力容器外蒸汽爆炸和堆芯熔融物與混凝土地板相互作用等現(xiàn)象威脅安全殼的完整性。

三代壓水堆核電機(jī)組堆腔注水冷卻系統(tǒng)中的能動(dòng)模式是指：在嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)，用外部動(dòng)力驅(qū)動(dòng)水泵將水箱內(nèi)的水注入壓力容器保溫層內(nèi)；非能動(dòng)模式是指：在嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)，位于高位的非能動(dòng)堆腔注水箱內(nèi)的水主要依靠重力就能夠?qū)⑺⑷雺毫θ萜鞅貙觾?nèi)。

在利用軟件對(duì)三代壓水堆核電機(jī)組進(jìn)行安全分析的過(guò)程中，需要分析堆腔注水冷卻系統(tǒng)投入運(yùn)行的時(shí)刻，不同的注水流量，不同的注水過(guò)冷度等因素對(duì)堆腔注水冷卻系統(tǒng)運(yùn)行的影響，所有上述分析，都需要以堆腔注水冷卻系統(tǒng)在不同工作模式下沸騰換熱的準(zhǔn)確計(jì)算為前提，因此，本文首先分析了三代壓水堆核電機(jī)組堆腔注水冷卻系統(tǒng)能動(dòng)與非能動(dòng)兩種運(yùn)行模式下壓力容器外壁面發(fā)生沸騰換熱的模式，然后總結(jié)兩種運(yùn)行模式下適用的沸騰換熱系數(shù)以及臨界熱流密度的計(jì)算方法，為三代核電機(jī)組的安全分析提供一套完整的計(jì)算公式。

1 能動(dòng)模式下沸騰換熱的計(jì)算

當(dāng)能動(dòng)堆腔注水系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)，一般情況是泵從水箱內(nèi)取水，經(jīng)由出口管線將冷卻水注入到壓力容器保溫層內(nèi)，在保溫層內(nèi)冷卻水沿壓力容器外壁與保溫層之間的流道向上流動(dòng)，最終從保溫層流出，返回水箱。從能動(dòng)模式下的水的流動(dòng)過(guò)程可以看出，水一次性流過(guò)壓力容器外壁面，吸收堆芯熔融物的衰變熱之后發(fā)生沸騰現(xiàn)象，將堆芯衰變熱帶走，在壓力容器外壁面發(fā)生的沸騰現(xiàn)象為流動(dòng)沸騰，因此，需要采用計(jì)算流動(dòng)沸騰的公式來(lái)計(jì)算分析能動(dòng)模式下的沸騰換熱現(xiàn)象。

1.1 沸騰起始點(diǎn)的確定

根據(jù)流動(dòng)沸騰曲線，可以將流動(dòng)沸騰分為單相流體傳熱階段、過(guò)冷沸騰傳熱階段、飽和沸騰傳熱階段。當(dāng)能動(dòng)CIS系統(tǒng)初始投入運(yùn)行時(shí)，注入反應(yīng)堆壓力容器與保溫層之間流道內(nèi)的水為過(guò)冷水，根據(jù)流動(dòng)沸騰曲線，需要確定發(fā)生沸騰的起始點(diǎn)，即需確定沸騰起始時(shí)的過(guò)熱度，根據(jù)文獻(xiàn)[3]和[4]，可以采用下面方法確定沸騰起始所需要的過(guò)熱度。

qONB為沸騰起始所需的熱流密度，由于沸騰起始之前的換熱方式為單相流體的對(duì)流換熱，故qONB可以用單相流體對(duì)流換熱的計(jì)算方法來(lái)計(jì)算，因此，聯(lián)立式（1）中的兩個(gè)方程，即可求得沸騰起始所需的過(guò)熱度。

2.2 飽和流動(dòng)沸騰的計(jì)算

確定沸騰起始點(diǎn)之后，根據(jù)文獻(xiàn)[3]，可以采用CHEN公式計(jì)算飽和流動(dòng)沸騰和過(guò)冷流動(dòng)沸騰。CHEN公式應(yīng)用于計(jì)算飽和流動(dòng)沸騰時(shí)公式如式（2）所示：

式（10）中THS為壓力容器壁面溫度，TW為冷卻水的溫度，TSAT為飽和溫度。計(jì)算對(duì)流傳熱分量換熱系數(shù)hc時(shí)，令F=1。計(jì)算沸騰傳熱分量換熱系數(shù)hNcB時(shí)，使用單相流動(dòng)的雷諾數(shù)Re=GD/μl來(lái)計(jì)算抑制系數(shù)S。其他參數(shù)的計(jì)算與計(jì)算飽和沸騰時(shí)的計(jì)算方法相同。

2.4 流動(dòng)沸騰臨界熱流密度的計(jì)算

沸騰換熱的能力受臨界熱流密度的限制，當(dāng)堆芯衰變熱熱流密度超過(guò)臨界熱流密度時(shí)，沸騰模式會(huì)由核態(tài)沸騰轉(zhuǎn)變?yōu)槟B(tài)沸騰，發(fā)生傳熱惡化，導(dǎo)致?lián)Q熱能力下降，因此，實(shí)際的換熱系數(shù)是核態(tài)沸騰換熱系數(shù)與臨界熱流密度下?lián)Q熱系數(shù)的最小值，即：

2 非能動(dòng)模式下沸騰換熱的計(jì)算

當(dāng)非能動(dòng)堆腔注水系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)，一般情況是位于高位的水箱內(nèi)的水能夠依靠重力注入壓力容器與保溫層之間的環(huán)形空間，并逐漸淹沒(méi)反應(yīng)堆壓力容器下封頭，實(shí)現(xiàn)非能動(dòng)冷卻。從能動(dòng)模式下的工作流程可以看出，冷卻水淹沒(méi)下封頭至一定高度以后并不會(huì)流出環(huán)形空間，在保守情況下可以認(rèn)為壓力容器外表面發(fā)生的沸騰換熱模式為池沸騰。

2.1 池沸騰換熱系數(shù)計(jì)算

文獻(xiàn)[7]基于在SBLB試驗(yàn)臺(tái)架上開(kāi)展的有保溫層結(jié)構(gòu)條件下池沸騰的換熱能力實(shí)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，得到了不同角度下壓力容器外壁面的換熱系數(shù)，如下式所示：

對(duì)于壓力容器外壁面其他角度處換熱系數(shù)的計(jì)算，在公式（14）～（18）中選取兩個(gè)相鄰最近的角度，通過(guò)對(duì)相應(yīng)的換熱系數(shù)進(jìn)行差值計(jì)算得到。

2.2 池沸騰臨界熱流密度的計(jì)算

根據(jù)文獻(xiàn)[7]，對(duì)于有保溫層結(jié)構(gòu)的池沸騰，可以采用下面方法來(lái)計(jì)算臨界熱流密度：

3 結(jié)論

本文針對(duì)三代壓水堆核電機(jī)組堆腔注水系統(tǒng)中存在能動(dòng)和非能動(dòng)兩種工作模式的特點(diǎn)，分析出了能動(dòng)模式和非能動(dòng)模式下壓力容器外表面發(fā)生沸騰換熱模式分別為流動(dòng)沸騰和池沸騰，并總結(jié)出了不同工作模式下沸騰換熱系數(shù)和臨界熱流密度的計(jì)算方法。在利用軟件對(duì)三代壓水堆核電機(jī)組進(jìn)行安全分析的過(guò)程中，可以將上述總結(jié)的公式用于分析堆腔注水系統(tǒng)的運(yùn)行狀態(tài)與結(jié)果，為三代壓水堆核電機(jī)組的安全分析提供幫助。

【參考文獻(xiàn)】

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