（热能工程专业论文）核动力装置非能动余热排出方法研究.pdf

哈尔滨工程大学硕士学位论文 摘要 核动力装置非能动安全方面的研究是确保核能的安全利用及其进一步 发展的重要课题。本文介绍了世界上正在研究的新一代核动力堆的非能动 系统，并以大型热工水力瞬态分析程序叫d l a p 5 程序为研究工具，对 a p 一1 0 0 0 的非能动余热排出系统进行了仿真计算，同时，对本文中提出的 新非能动余热排出方案进行了计算。 本文利用r e l a p 5 程序对我国最新引进的第三代先进压水堆a p 1 0 0 0 的非能动余热排出系统进行了仿真计算，计算结果表明：在发生全厂断电 事故时，a p 1 0 0 0 的非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统可在无 需操纵员采取行动的情况下，提供无限的衰变热排出能力，提高了反应堆 的固有安全性。同时，本论文提出了一种新的非能动余热排出系统方案， 并根据系统之间的可比性，把计算的结果与a p 1 0 0 0 非能动余热排出系统 的计算结果进行了定性的比较，结果表明：与a p 1 0 0 0 非能动余热排出系 统相比，新的非能动余热排出方案在一定程度上提高了反应堆的固有安全 性，但同时也为反应堆非能动安全壳冷却系统增加了负担。 分析计算结果表明：虽然这两种非能动余热排出方案各自有不同的优 点，但是，在全厂断电事故下，两种方案都能够实现长期导出堆芯余热的 功能，确保反应堆的安全。 关键词：非能动安全；r e l a p 5 程序；堆芯余热；仿真计算 哈尔滨工程大学硕七学位论文 a bs t r a c t t h er e s e a r c ho fn u c l e a rp o w e rp l a n tp a s s i v e s a f e t y i sac r u c i a lt a s kt o e n s u r et h es a f eu s ea n dt h ef u r t h e rd e v e l o p m e n to fn u c l e a re n e r g y t h ea s p e c t o fp a s s i v es a f e t yi ss t u d i e di nt h i st h e s i s s o m en e x tg e n e r a t i o nr e a c t o r si nt h e w o r l da n dt h e i rp a s s i v ed e c a yh e a tr e m o v a ls y s t e md e s i g n sa r ea n a l y z e da n d s u m m a r i z e d t h er e l a p 5c o d ei sag r e a tt h e r m a l h y d r a u l i ct r a n s i e n ta n a l y s i s c o d ea t p r e s e n ta n d i ti su s e da st h et o o lo fs t u d y i n gp a s s i v ed e c a yh e a t r e m o v a ls y s t e mf o ra p - 10 0 0i nt h i st h e s i s a tt h es a m et i m e ，an e wp a s s i v e d e c a yh e a tr e m o v a ls y s t e mw a sp u tf o r w a r d i nt h et h e s i s ，t h er e l a p 5c o d ei su s e df o rs i m u l a t i n ga n dc a l c u l a t i n gt h e p a s s i v ed e c a yh e a tr e m o v a ls y s t e mo ft h et h i r dg e n e r a t i o na d v a n c e dp o w e r w a t e rr e a c t o ra p 一10 0 0w h i c hw a sr e c e n t l yi n t r o d u c e di n t oo u rc o u n t r y t h e c a l c u l a t i v er e s u l t si n d i c a t et h a ti nt h ee v e n to fal o s so fo f f s i t ep o w e ra n da l l o t h e rr e l i a b l ep o w e r , t h ep a s s i v ed e c a yh e a tr e m o v a ls y s t e ma n dt h ep a s s i v e c o n t a i n m e n tc o o l i n g s y s t e mf o ra p - 10 0 0c a np r o v i d ei n f i n i t ec a p a c i t yf o r d e c a yh e a tr e m o v a lw i t h o u tt h em a n i p u l a t o rt a k i n ga n ya c t i o n m e a n w h i l e ，a n e wp a s s i v ed e c a yh e a tr e m o v a ls y s t e mi sp u tf o r w a r d a c c o r d i n gt ot h e c o m p a r a t i v e c h a r a c t e ro ft h et w o s y s t e m s ，t h e c a l c u l a t i v er e s u l t sa r e q u a l i t a t i v e l ya n a l y z e dc o m p a r e dw i t ht h er e s u l t so fp a s s i v ed e c a yh e a tr e m o v a l s y s t e mf o ra p 一10 0 0 t h er e s u l t ss h o w t h a th o w e v e rt h en e wp a s s i v ed e c a yh e a t r e m o v a ls y s t e mc o u l de n h a n c et h ei n h e r e n ts e c u r i t yo ft h er e a c t o rc o m p a r e d w i t hp a s s i v ed e c a yh e a tr e m o v a ls y s t e mf o ra p 一10 0 0 ，i tw o u l di n c r e a s el o a d f o rp a s s i v ec o n t a i n m e n tc o o l i n gs y s t e m a n a l y z et h e s er e s u l t s ，w ec o m et ot h ec o n c l u s i o ni nt h et h e s i st h a tt h e s e t w os y s t e m sh a v et h e i ro w na d v a n t a g e s ，h o w e v e r ，i nt h ee v e n to fal o s so f 哈尔滨工程大学硕十学位论文 o f f s i t ep o w e ra n da l lo t h e rr e l i a b l ep o w e r , t h e yb o t hc a na c h i e v et h ef u n c t i o no f e x p o r t i n gt h ec o r ed e c a yh e a ta n de n s u r et h er e a c t o r ss a f e t y k e y w o r d s ：p a s s i v es a f e t y ：r e l a p 5c o d e ；c o r ed e c a yh e a t ：s i m u l a t i n ga n d c a l c u l a t i n g 哈尔滨工程大学 学位论文原创性声明 本人郑重声明：本论文的所有工作，是在导师的指导下， 由作者本人独立完成的。有关观点、方法、数据和文献等的 引用己在文中指出，并与参考文献相对应。除文中已经注明 引用的内容外，本论文不包含任何其他个人或集体已经公开 发表的作品成果。对本文的研究做出贡献的个人和集体，均 已在文中以明确的方式标明。本人完全意识到本声明的法律 结果由本人承担。 作者( 签字) 名芷蓬 日期：厕3 年名月分日 哈尔滨工程大学硕十学位论文 _i ni i 1 1 引言 第1 章绪论 1 9 5 4 年，前苏联奥布宁斯克核电站并网发电，人类开始步入了和 平利用核能的时代，揭开了将核能用于发电的序幕。2 0 世纪7 0 - 8 0 年代是核电快速发展的时期，直至1 9 7 9 年3 月美国发生了三哩岛核电 厂事故，对世界核电发展产生了重大影响，特别是公众对核安全的疑 虑难以消除。1 9 8 6 年4 月，苏联又发生了切尔诺贝利核电厂事故，影 响更为深远。这两次大的核电事故使有些人对核电产生了恐惧心理， 形成了反对建核电站的一股强大势力。但是，2 1 世纪以来，随着科技 发展的需要，世界能源需求稳步增长，使得天然气和煤炭价格高涨， 同时燃烧化石能源导致严重的环境污染和气候变暖。而核能不仅相对 的廉价，而且有助于减少产生酸雨和限制温室气体的排放。所以，在 经济与环境的双重选择下，许多国家再次将核能列入本国的长期能源 政策中。 目前，世界整个核能界对核电的发展都给予了很大的关注。为了 满足更高的安全性与经济性，核电技术必须寻求新的突破。而世界 几次核电站事故表明，复杂的安全性过分依赖外部动力源和运行人员 的判断是不可靠的。因此世界核电发达国家相继在反应堆的设计中采 用了非能动安全系统。所谓非能动即只利用自然力，如重力、自然循 环和压缩气体等简单的物理学原理，不需要泵、风机、柴油机或者其 他旋转机械，也不需要安全交流电源。当一些简单的阀门自动开启后， 它们将非能动安全系统连成一体。这些阀门大都具有“失效保护。 即它们需要能量来维持其正常的关闭状态，一旦失去能量它们将被打 开，以实现安全功能，。 在反应堆非能动安全系统中，一个比较重要系统就是非能动余热 哈尔滨工程大学硕士学位论文 排出系统，它也是本论文主要研究的系统，下面简单介绍一下反应堆 非能动余热排出系统的研究现状。 1 2 反应堆非能动余热排出系统研究现状 非能动余热排出系统即完全由非能动设备和回路组成，在核电站 发生诸如全厂断电( 同时可靠电源丧失) 等事故工况时，保证堆芯余热 及时排出，其设计的自然循环能力可带走堆芯衰变功率，以确保反应 堆的安全性。 由于非能动余热排出系统的工作过程仅仅依靠重力及主冷却剂的 密度差，提高了反应堆的固有安全性，使人们可以更直观的信任它的 安全性。因此世界核电发达国家相继在反应堆的设计中采用了非能动 余热排出系统，如：我国自主研发的第三代先进堆a c 6 0 0 1 日本的 j p s r 反应堆；美国西屋公司设计开发的a p 6 0 0 侣，a p 1 0 0 0 哺1 ；加拿大 原子能公司的新型c a n d u 堆；俄罗斯的a t e c ，等核电站的动力装 置都在不同程度上采用了非能动余热排出系统。 下面介绍几种在反应堆设计中采用的非能动余热排出系统的设计 方案。 1 2 1a c - 6 0 0 反应堆的非能动余热排出系统 a c 6 0 0 是以秦山p w r ( 6 0 0 m w ) 设计为基础，我国自行开发的 6 0 0 m w 级改进型压水堆，该反应堆综合采用了各种先进技术以提高反 应堆的功率和安全性”1 。例如：较低的堆芯功率密度、主冷却剂系统 流动阻力小，自然循环能力强、非能动的安全注射系统、非能动余热 排出系统等。这些设计和安全系统提高了反应堆和核电站的安全性。 a c 6 0 0 t 能动余热排出系统是a c 6 0 0 反应堆非能动安全系统中 的重要组成部分n “。该系统安装在蒸汽发生器二次侧，由应急空气冷 却器、应急给水箱及相应的管道、阀门和控制仪表组成。该系统的系 2 哈尔滨t 程大学硕士学位论文 统结构简图如图1 1 所示。 蒸 汽 发 生 器 图l 。la c 6 0 0 非能动安全系统 当全厂断电( 蒸汽发生器二次侧给水中断) 时，应急给水箱隔离 阀将由于蒸汽发生器低水位或给水信号中断而打开，给蒸汽发生器提 供补水水源，使蒸汽发生器二次侧的水位维持在一定的水平上。蒸汽 发生器二次侧水吸收反应堆冷却剂的热量而蒸发成蒸汽，上升流至应 急空气冷却器，蒸汽在此空气冷却器中冷凝成水，同时将热量传给大 气环境，冷凝水靠重力返回流至蒸汽发生器，从而建立起连续的自然 循环流动，。反应堆堆芯冷却系统也由于蒸汽发生器二次侧的冷却而 建立起相应的自然循环，从而实现将堆芯热量连续导出的目的，其设 计的自然循环能力可带走堆芯衰变功率n ”。 1 2 2j p s r 反应堆的非能动余热排出系统 日本j p s r 反应堆是6 3 0 m w e 双环路压水堆，其非能动余热排出 系统由两个回路组成：反应堆与非能动余热排换热器一次侧回路、非 能动余热排出换热器与重力冷却注射水箱回路，此外，重力冷却注射 3 哈尔滨1 ：程大学硕士学何论文 i 水箱由位于安全壳外侧的空气冷却剂冷却，大气环境作为该系统的最 终热阱。j p s r 的非能动余热排出系统的结构示意图如图1 2 所示。 图1 2j p s r 非能动余热排出系统结构示意图 j p s r 反应堆设计了两个直接与反应堆压力容器相连的非能动余 热排出换热器，在事故工况下或需要进行余热排出时，非能动系统回 路中的阀门( 能动阀或非能动阀) 开启n “，堆芯的热量促使一回路的 高温高压主冷却剂流经余热排出换热器的一次侧，将热量传给换热器 后，被冷却流回堆芯。而换热器二次侧水被加热后，在自然力驱动下 流动，将热量导入一个重力冷却注射水箱，冷却后再流回换热器二次 侧。为了使重力冷却注射水箱内的水不沸腾，在水箱内设有冷却管， 在自然循环驱动压头下，冷却管内的水自下而上流经空气冷却器，最 终将热量排入周围的大气环境【- ”。 1 2 3a p - 1 0 0 0 的非能动余热排出系统 美国西屋公司开发的a p 1 0 0 0 先进非能动型压水堆是在a p 6 0 0 4 哈尔滨 _ 程大学硕十学何论文 基础上设计开发的1 15 0 m w e 压水堆，。a p 10 0 0 的非能动余热排出系 统原理见图1 3 。 稳 压 器 图1 3a p 1 0 0 0 的非能动余热排出系统原理图 蒸 汽 发 生 器 该非能动余热排出系统为抗震l 类安全相关系统，由一台非能动 余热排出热交换器( p r h rh x ) 和相关的阀门、管道和仪表组成。p r h r h x 浸没在安全壳内换料水贮存箱( i r w s t ) 内，其压力为反应堆冷却剂 系统( r c s ) 压力，i r w s t 内的水装量为r c s 的全部冷却剂装量；p r h r h x 的入口通过一个三通连接到反应堆冷却剂系统的热段；在p r h r h x 到r c s 冷管段的出口管上装有两个并联、常闭气动流量控制阀， 该阀门可以在失去气压或接收到动作控制信号时打开；热交换器入口 管有一台常开电动隔离阀，连接到p r h rh x 上部的管道联箱，p r h r h x 布置的位置比r c s 回路高，以便在主冷却剂泵失效时有一定的自 然循环能力。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 暑宣昌i ；宣暑宣暑；i i 宣i 暑宣宣宣i 宣暑暑暑i e ii i i i 暑i i i i i i i i i i ；i i i ；宣 i r w s t 的水槽环绕着安全壳，其功能是收集安全壳的冷凝水，并 在p r i - i rh x 运行期间将水返回到i r w s t 。在正常运行条件下，气动阀 v 1 3 0 a 和v 1 3 0 b 都开启，水槽将多余的冷凝水输送到液态放射性废物系 统集坑中；当p r h rh x 运行时，气动阀关闭以停止向废物收集坑的输 送。此时，水将返回到i r w s t ，使p r h rh x 外部维持在充水状态。 1 2 4 三回路自然循环非能动余热排出系统 文献【1 5 提出了一种新型余热排出系统方案，该非能动余热排出 系统依靠三个回路的自然循环和对流换热导出堆芯余热。图1 4 为该 非能动余热排出系统的结构示意图。 v 2 图1 4 三回路非能动余热排出系统的结构示意图 该非能动余热排出系统拟采用一个足够大容积的贮水箱为最终热 阱，利用一个冷凝换热器把停堆后的堆芯余热排出到最终热阱中。该 系统中冷凝换热器二次侧的入口和出口分别连结到贮水箱，并在垂直 方向上拉开一定的距离。冷凝换热器采用直管式管内冷凝换热器，即 贮水箱的水在换热器的管外流动，而从主蒸汽管道来的蒸汽在管内冷 6 哈尔滨工程大学硕士学位论文 凝，冷凝下来的水通过蒸汽发生器的排污口流回蒸汽发生器。这样设 计的非能动余热排出系统利用3 个回路的自然循环，无需操纵人员干 预，在事故情况下自动投入。 在正常运行的时候，图1 3 中的阀门v 3 处于关闭状态，对应的回路 内没有流量。而主给水阀f - v l 和主蒸汽阀f i v 2 是打开的。一旦发生失 去电源的事故工况，主循环泵停止运转，一回路逐渐过渡到自然循环。 失去电源后，常开阀f q v l 和v 2 自动关闭，而常闭阀f i v 3 自动打开， 蒸汽发生器传热管外产生的蒸汽流入冷凝换热器传热管内进行冷凝， 并对换热器传热管外的水进行加热。冷凝下来的水依靠重力作用流回 蒸汽发生器，逐渐建立起二回路的自然循环。冷凝换热器内传热管外 侧的水由于被加热，密度变小而浮升，在自然循环驱动压头的驱动下， 通过两条与贮水箱相连通的管子，也建立起三回路的自然循环。这样， 通过三个回路的自然循环，将堆芯释放出来的余热排出到最终热阱中。 1 3 论文选题的背景及意义 目前，世界各国都在积极发展核电，我国政府也于2 0 0 4 年确定了 积极发展核电的方针，并在2 0 0 6 年3 月通过了核电中长期发展规划 ( 2 0 0 5 - - 2 0 2 0 年) ，提出了“2 0 2 0 年我国运行核电的装机容量达到4 0 0 0 万千瓦，在建核电装机容量1 8 0 0 万千瓦 的发展目标。根据远期能源 需求预测，2 0 2 0 年以后，我国核电还会有更大的发展。在核电发展的 新形势下，为了实现我国核电中长期发展规划要求，顺应世界核电技 术进步的潮流，国家做出了以全面技术转让的方式引进a p 1 0 0 0 建设 浙江三门、山东海阳核电示范工程的重大决策“。 第三代核电技术a p 一1 0 0 0 的引进和转让，为我国核电技术的快速 发展提供了良好条件和重要平台。而第三代核电技术的一个重要特点 就是大量采用非能动安全系统以提高反应堆安全和可靠性，因此，本 论文以a p 1 0 0 0 为对象，研究其非能动安全系统的一个重要分系统一 一非能动余热排出系统。 反应堆非能动余热排出系统之所以重要，是因为核反应堆在停堆 7 哈尔滨工程大学硕士学位论文 i i i 置宣i 暑宣宣i i i 置宣宣置暑i 宣i 宣i i i i i i i ；宣宣m6i暑 宣i 宣暑宣；i j i 声i 置i 暑暑宣宣；i ；i 暑亩 后相当长的一段时间内，由于剩余裂变和裂变碎片的衰变而产生余热， 剩余发热功率还相当可观。即使一回路中堆芯与蒸汽发生器的高差允 许一回路产生自然循环，仍需要有给水泵不断提供补给水以维持热阱 带出热量。这在正常供电或可靠电源供电情况下，排出停堆后的余热 没有困难。而在正常电源和可靠电源同时丧失的事故工况下，常规设 计的余热排出系统将因得不到电源供应而丧失排出余热的能力一。因 此，第三代先进反应堆a p 一1 0 0 0 的设计中采用了非能动余热排出系统， 即使在正常电源和可靠电源同时丧失的事故工况下，不需要操作人员 的干预，仍可以依靠自然循环导出堆芯的余热，以保证反应堆的安全。 基于上述原因，本文主要研究在全厂断电事故下，第三代先进压 水堆a p 1 0 0 0 的非能动余热排出系统的性能，并在此基础上，提出非 能动余热排出系统的改进方案，再对这两种方案的仿真计算结果进行 比较。 1 4 论文的研究内容 本论文的主要工作是在收集并了解核动力非能动安全方面有关内 容的基础上，采用反应堆热工流体计算的最佳估算程序r e l a p 5 程序，研究我国最新引进的第三代先进压水堆a p 1 0 0 0 非能动安全系 统中的一个系统非能动余热排出系统。本论文的主要内容共分为 四个部分： 1 介绍r e l a p 5 程序及其使用，同时介绍一些核反应堆系统安全 的有关知识。 2 系统地介绍第三代先进压水堆a p 1 0 0 0 有关的非能动安全系 统，并使用r e l a p 5 程序对所选择的非能动余热排出系统进行建模， 得出r e l a p 5 程序能够计算的节点模型。同时在建模的过程中介绍 r e l a p 5 程序的使用。 3 收集使用r e l a p 5 程序进行仿真计算所需要的有关数据，然后 制作数据输入卡进行输入、调试，并得到结果。 4 提出新的非能动余热排出方案，并用r e l a p 5 程序对此方案涉 8 哈尔滨t 程大学硕士学位论文 及的系统进行建模，仿真计算，再将运行结果与a p 1 0 0 0 非能动余热 排出系统的运行结果进行比较，得出结论。 9 哈尔滨t 程大学硕士学位论文 第2 章r e l a p 5 程序介绍及使用 2 1 概述 本论文的目的是研究核动力装置非能动余热排出系统的安全特 性，使用的工具是目前反应堆热工流体计算常用的最佳估算程序一一 r e l a p 5 程序。本章主要包括两部分内容：一是简单介绍r e l a p 5 程序， 二是详细介绍r e l a p 5 程序的使用。 2 2r e l a p 5 程序简介 r e l a p 5 计算机程序是i d a h o 国家工程实验室( i n e l ) 为美国核管 理委员会( n r c ) 最新发展的一个轻水堆瞬态分析程序，可用于规程 制定、审评计算、事故缓解措施的评价、操作员规程评价和实验计划 的分析等各个方面。r e l a p 5 系列程序是通用一维反应堆系统瞬态行 为分析程序”“，基于一维瞬态、两流体、六方程水力学和一维热传 导及点堆动力学模型。 r e l a p 5 程序已成为核电厂热工水力及安全分析的基础，可以对 轻水堆系统中诸如大破口失水事故、小破口失水事故、未能紧急停堆 的预期瞬变过程( a t w s ) ，以及给水丧失、失去厂外电源、全厂断 电、汽轮机跳闸等情况进行模拟。其适用范围几乎可以覆盖核电厂所 有热工水力瞬变和事故谱，是目前核电安全分析程序中物理模型较完 善的大型程序之一。 此外，r e l a p 5 程序还包括各种部件过程的模型，如管道、泵、 安全注射箱、阀、电加热器、汽轮机、分离器、蓄压箱、控制系统部 件；还对一些特殊过程建立了分析模型，例如流道面积突然变化、分 支、壅塞流( c h o k ef l o w ) 、硼跟踪、非冷凝气体迁移等引起的效应。 l o 哈尔滨工程大学硕士学位论文 i 也l a p 5 程序从1 9 6 7 年开始研制到r e l a p 5 m o d 3 投入使用，大约 有2 0 多年。在r e l a p 5 m o d 3 这个最新版本中，集中了人们在两相流 理论研究、数值求解方法、计算机编程技巧以及各种规模实验等方面 取得的研究成果。 r e l a p 5 程序已被应用于分析大量工程实例并和各个国家许多实 验计划的实验数据进行了验证和比较，证实了其计算的准确性和可靠 性。当前，r e l a p 5 仍然处于不断发展中，以便扩展其使用范围和功 能。 尽管r e l a p 5 以两流体不平衡态流体动力学模型为基础，但其中 还包括了一些简单的流体动力学模型：如均相流模型、热力平衡态模 型和无摩擦流动模型，可供使用者单独选用或组合选用。这样做的主 要目的在于使该程序能与以均相平衡态模型为基础的r e l a p 4 的结果 进行比较。以下简要介绍一下r e l a p 5 中所用的基本场方程n ”。 2 2 1r e l a p 5 程序变量和基本场方程 本节主要介绍r e l a p 5 m o d 3 程序中所使用的主要变量和基本的 场方程。 r e l a p s m o d 3 的基本场方程( f i e l de q u a t i o n s ) 中含有六个相关的 主要变量，它们分别是压力( 尸) 、汽相和液相的内能( u ，a n du ，) 、空泡 份额( a g ) 、汽相和液相的流速( ，。a n d vro 独立变量分别为时间( r ) 和位 置( x ) 。如果出现了不可凝气体，还需要加入不可凝气体占总气体的质 量份额作为相关变量，并将相应的方程包括在内，。 此外，还有八个相关变量会出现在方程中，它们是汽相和液相的 密度，单位体积的热传导率、汽相和液相的温度、饱和温度和单位体 积的蒸汽产生率。 r e l a p 5 程序采用带有不可凝气体的两相、两流体非平衡态流体 力学模型，具有完整的流型结构方程式和全面的传热分析能力，因此， r e l a p 5 程序作为轻水反应堆假想事故期间冷却剂系统瞬态工况的最 佳估算程序，在核反应堆的热工水力计算和实验评价等方面具有非常 哈尔滨工程大学硕士学位论文 广泛的用途。 两相流不平衡模型的基本场方程由两相连续性方程、两相动量方 程和两相能量方程组成。这些方程都变成流管微分形式。自变量为时 间变量和一维空间变量，因变量为按时间和体积求平均的量“引。下面 对这三组基本场方程进行简单介绍： 2 2 1 1 连续性方程 汽相： 昙q 以) + j 1 瓦0q g p g v g a ) = f g ( 2 - 1 ) 液相： 昙g 竹) + j 1 瓦0g f p i v l a ) = f i ( 2 _ 2 ) 其中： f 时间，s ； 彳面积，m 2 ； x 长度，m ； a 。汽相空泡份额； 口，液相空泡份额； 以汽相密度，k g m 3 ； p ，液相密度，k g m 3 ； 1 ，。一一汽相速率，m s ； v ，液相速率，m s ； 每个单元体汽相产生速率，k g m 3 ； 1 1 ，每个单元体液相产生速率，k g m 3 。 一般不考虑质量源或质量阱，因此有r ，= 一r 。 2 2 1 2 动量方程 汽相： v g 专+ 云1o t g p g a 警1 么篆+ a g p g 毋彳 一( a g p g a ) f w g ( v g ) + r g a ( v 一v g ) 一( a g p g a ) f i g ( v g v ，) 哈尔滨t 程大学硕十学位论文 勘丹刚i 掣竹誓飞芸l ( 2 - 3 ) 液相： 口办么等+ 三1a s p s a 誓= 吨厂彳篆竹俨，彳 一( a 厂p a ) f t r f ( v ：) + r g a ( v ：7 一v ，) 一( o t i p i a ) f i f ( v ：一，g ) 。 勘 刚l 掣叱警一v ，誓l ( 2 - 4 ) 其中： b x x 方向体积力，n k g l c 真实的质量系数； v ，汽相界面速率，州s ； 1 ，。液相壁面速率，i s ； f i g 汽相分界面摩擦项； 用f 液相分界面摩擦项； f w g 汽相壁面摩擦项： 胛液相壁面摩擦项。 在形成r e l a p 5 动量方程时作了如下简化：各相压力假定相等， 界面压力假定等于相压力( 除流层外) ，一般不考虑应变项，忽略界面 动量储存，忽略相粘性应力，界面力项由压力和粘性应力组成，壁面 力假定用可变面积动量流关系来建立模型。 上式方程右边项的力分别为：压力梯度、体积力( 如重力、唧送 压头) 、壁面摩擦力、界面质量转移引起的动量转移、界面摩擦阻力、 虚拟质量的力。含f w g 和f i y f 项为壁面摩擦阻力项。这里只考虑与 速度成正比的线性项。它为摩擦系数、单位体积内摩擦面积和流体速 度大小的乘积。含f i g 和f 附项为界面摩擦阻力项。这里只考虑与相 对速度成正比的线性项，它为摩擦系数、单位体积内摩擦面积和界面 相对速度大小的乘积。 哈尔溟工程大学硕士学位论文 上式中对虚拟质量项的处理是在r e l a p 5 m o d l 中采用的形式。 而在r e l a p 5 m o d 3 中，这项作了简化，特别是略去了对空间的变化 项。 2 2 1 3 能量方程 汽相： - 妄( a g p g u g ，+ 三昙c a g p g u g v g 么卜p 等一专丢c a g v g a ， + q k + q f g + k 绣+ l 噬+ d i s s g ( 2 - 5 ) 液相： ，扣咿，) + 去丢c a ：p ：u v 卅等一专昙( a ：v a ) + q + q 矿+ k h ；+ l 办；+ d i s s ： ( 2 - 6 ) 该方程右边第一项为相膨胀或压缩作的功，第二项为可压缩性引 起的内能变化率，q 垤，q 町为每单位体积壁面热交换率，绒，o 矿为 界面热交换项，k 矿，喽为界面质量迁移引起的能量变化，r w 彬， l 为壁面( 热边界层) 界面质量迁移引起的锥量变化，d i s s g ，d i s s ， 为壁面摩擦和泵唧送效率之和， d i s s g = a g p g f w g 曙 ( 2 7 ) d i s s r = a ，p f f w g 哆 ( 2 8 ) 以上给出了r e l a p 5 程序中的一些基本方程，由于本文只是介绍 和使用r e l a p 5 程序，并没有对r e l a p 5 程序的源代码进行改进，因 此只是对这些关系式进行简单的介绍。 2 2 2r e l a p 5 程序计算模型的基本建模单元介绍 r e l a p 5 程序的建模过程与实际系统的建造过程相类似，比如在 实际系统的建造中，管子是由法兰、阀门、泵等部件连接在一起的， r e l a p 5 程序的模型也如此。虽然r e l a p 5 程序中有一些特殊模块， 1 4 哈尔滨丁_ 程大学硕十学位论文 但其大部分模块是具有通用意义的。 r e l a p 5 程序的建模单元( m o d e l i n gu n i t s ) 由四个基本部分组成， 即：热工水力学部件( t h e r m a l h y d r a u l i c ) 、热结构部件( h e a ts t r u c t u r e s ) 、 t r i p s 和控制变量( c o n t r o lv a r i a b l e s ) 。下面分别对它们进行详细介绍n ”。 2 2 2 1 热工水力学部件 热工水力学部件用来模拟流体的流经通道和流体的输运设备。按 照其功能的不同划分为十种基本的r e l a p 5 部件，如：用来模拟流体 流经管体的单一控制体部件、管型或环型部件、分支部件( 包括分离 器、喷射混合器、汽轮机和紧急堆芯冷却混合器部件) ；用来实现流管 间连接的流管连接部件单一接管和多接管部件；设计作为边界条 件的部件时间相关控制体部件和时间相关接管部件；用来模拟特 殊设备的部件一一阀门、泵和安注箱部件。如果要了解有关热工水力 学部件更加详细信息，请参阅参考文献【1 8 1 的第四部分。 2 2 2 2 热结构部件 i 迎l a p 5 程序中的热结构部件( 简称热构件) 可以用来模拟系统 中的所有材料块( m a t e f i a lm a s s ) ，因此，可以很方便的对由各种不同材 料构成的系统结构进行建模。同时，r e l a p5 程序还能对材料块中的 热源进行模拟，如：核燃料棒或电加热器等。 热构件不仅能够模拟核反应堆系统中燃料棒的行为，还能模拟系 统中各种设备的行为。也就是说：热构件能够模拟材料块中能量的储 存和转移( 即材料块将能量传给流道中的流体或者材料块从流体吸收 能量) 。r e l a p 5 程序计算热构件中能量的存储或转移的网格结构是由 用户自己定义的。每种热构件类型与特定的流道相对应，并且热构件 能够按照流道材料块的尺寸提供详细的一维温度梯度。平板结构、圆 柱体结构和球状结构分别对应不同的热构件类型。r e l a p 5 程序假定 能量在热构件中流进或流出的方向与流道中流体流动的方向一致，因 此，建模时热构件节点的排列方向基本上是与流体的流动方向一致的。 在用r e l a p 5 程序对反应堆系统建模的过程中，热构件通常用来 表示金属结构，诸如压力容器的壁面、蒸汽发生器的换热管、核燃料 棒及反应堆容器里各设备的内部构件等等。每个热构件都被定义了两 哈尔滨工程大学硕十学位论文 i t 一 ： i g-= i 个边界，通常称为“左”边界和“右 边界。热构件的每一个边界最 多可以连接一个水力学控制体，而同一个水力学控制体则可以连接多 个热构件。 2 2 2 3t rip s 介绍 r e l a p 5 程序的t r i p s 使用户可以在模拟系统瞬态中实现指定的 动作，将t r i p 与程序中的控制变量相结合，可以实现r e l a p 5 程序的 功能扩展。 t r i p 的判断逻辑可以用于时间相关控制体、泵、阀门、时间相关 接管、某些分支、安注箱等部件，还可以用于描述反应堆动力学特性 和热结构特性的总表结构。一般地，t r i p 条件是t r u e 或f a l s e 两种，并 且在程序运行的每一个时间步，啊p 的值都会由t r i p 定义的测试工具的 检测结果来确定。这种检测由比较指定的某一变量与另一变量( 或参数) 组成，而使用的逻辑符号有= ， ， ，等。 r e l a p 5 程序的t r i p 有两种基本的类型：变量t r i p 和逻辑t r i p 。 变量t r i p 用来比较一个变量与另一变量( 或常数) ，从而确定t r i p 的值； 而逻辑t r i p 是由一个或多个t r i p 相结合成的新t r i p 。通过使用变量 t r i p 和逻辑t r i p ，r e l a p 5 程序可以模拟非常复杂的逻辑关系，使程 序的应用更加灵活和实用。 2 2 2 4 控制变量 r e l a p 5 程序的控制变量类型共有2 1 种，就其本质而言，控制变 量主要有三种功能： 1 模拟各种设备的控制系统。系统中的每个设备都有自己的控制 系统，虽然有时这些控制系统并不比设备操作员控制的开关高级。但 有时设备控制系统也可以极其复杂。因此，i 江l a p 5 程序的使用者可 以通过控制变量部件模拟现实设备系统的物理部件。特别指出， r e l a p 5 程序设计的滞后部件、超前滞后部件、比例积分部件和微分 部件就是用来模拟普通控制器的功能的。与其他各种控制变量部件组 合，r e l a p 5 程序成功地模拟了更复杂、更高级的b a b c o c k & w i l c o x s 压水堆一体化控制系统。 2 模拟“集中一节点”的系统( ”l u m p e d n o d e ”s y s t e m s ) 。像安全壳、 1 6 哈尔滨工程大学硕十号：位论文 安注箱、流动系统和均衡设备部件这样拥有多参数的系统，r e l a p 5 程序用控制变量组合成不同的控制逻辑来模拟特定部件的行为。这些 控制逻辑结合r e l a p 5 程序基本的总表结构和简单的函数关系，可以 用来模拟基本的热工水力模型和“集中节点”模型之间的相互作用。 3 可以增强用于热工水力学部件和热构件的边界条件。 以上只是简单的介绍了r e l a p 5 程序的基本建模单元，更详细的 内容请参阅参考文献 1 8 的第二部分。 2 3r e l a p 5 程序的使用 前面的章节己经提到了本论文的主要内容之一是介绍r e l a p 5 程 序的使用，所以在介绍了r e l a p 5 程序基本知识的基础上，本节的主要 内容是介绍r e l a p 5 程序的使用，包括用建模单元对系统建模、数据输 入卡的组成、r e l a p 5 程序的调试与运行以及获取数据等等。 2 3 1r e l a p 5 程序仿真模型的建立 上一节介绍了r e l a p 5 程序的建模单元，下面简单地介绍一下如何 使用这些单元来建立r e l a p 5 程序的仿真计算模型，更详细的内容将在 第三章的实例应用中介绍。 首先，收集和组织相关信息。r e l a p 5 程序的输入信息分为四个部 分：水力学部件、热构件、控制系统和反应堆中子动力学等。在进行建 模之前，必须完整地得到这些相关的信息。综合这些信息，总结出需 要模拟计算的系统。 第二步，建立模型和定义边界条件。在得到组织好的需要模拟的 系统的相关信息后，接下来就要对系统中要模拟的部件进行隔离，把 它们分成一个个的控制体，这个过程就是所谓的“建模 。同时，还要 定义要模拟的系统的边界条件。系统经过建模后，模型的每一部分被 分成具体的部件，与相应的控制体对应。这些控制体被描述为有入口 和出口接管的流管，而接管把各种控制体连接在起，组成整个模型 1 7 哈尔滨1 ：程大学硕士学位论文 图。r e l a p 5 程序计算的是整个模型的控制体中心的平均流体属性和控 制体接管中的流体各种向量属性。模拟系统可以进行非常细致的网格 划分，但考虑到计算的稳定性和收敛性、运行的时间和费用等问题， 通常需要选择合适的网格步长。这需要由实际计算问题的要求来确定， 用户也可以依据自己的经验来确保整个仿真计算的灵敏性和稳定性。 最后在建好的模型的基础上，得到边界条件和仿真计算的初始条 件，为制作数据输入卡做好准备。 2 3 2r e l a p 5 程序数据输入卡的介绍和组成 r e l a p 5 程序的数据输入卡有固定的要求和格式，并且只有按照 这些要求和格式，r e l a p 5 程序才能识别这些数据。r e l a p 5 程序的 数据输入卡的相关要求和格式在参考文献 1 7 的附录a 中有详细的介 绍，在这里只是简单的介绍一下数据输入卡的组成。下面所述的内容 与r e l a p 5 程序用户输入部分中的输入要求和格式的顺序是一致的， 这样可以为用户自己检查数据和后来的使用者阅读数据带来便利。 1 问题控制选项。该选项包括问题类型与选择、输入检查或运行 选择、( 输入和输出) 单位选择、再启动输入文件及再启动绘图文件选 择、计算机c p u 运行时间的选择、非冷凝气体及其初始质量份额选择、 水力学系统的定义、自我初始化选项等等。 2 时间步长控制选项。此卡片可以让用户把一个新问题的运行开 始时间定义在0 0 时刻，此外还能控制运行的时间步长和程序运行后 产生的输出文件特征。 3 小编辑和扩大编辑绘图变量。在进行了这项输入后，在r e l a p 5 程序的输出文件中会出现被称为小编辑资料( m i n o re d i t s ) 和大编辑资 料( m a j o re d i t s ) 的两个组成部分。 4 t r i p 输入要求，包括变量t r i p 和逻辑t r i p 两种形式。 5 交互式数据输入。当r e l a p 5 程序与核电站分析程序( n p a ) 等 软件结合使用时，程序具有交互式和彩色显示功能。这个功能可使用 户在彩色绘图终端查看结果和修正自定义输入量。用户可在模拟的同 1 8 哈尔滨- 1 ：程大学硕士学位论文 时输入命令和查看一种增进理解瞬态现象格式的s c d a p r e l a p 5 输 出。交互式输入加上t r i p 和控制变量系统功能，可使用户像操作员一 样操作，如：打开关闭阀门、启动停止改变泵的速度以及改变运行 功率等。 6 水动力学部件输入。这部分的部件就是上节中介绍的热工水力 学部件，具体的阐述这里不再展开了。 7 热构件的输入。即上节中介绍的热结构部件。 8 总表数据输入。总表结构可以便利的处理问题中变化的数据函 数，如：总表结构能处理在反应堆停堆以后的剩余功率随时间变化的 函数关系等。 9 反应堆动力学输入。r e l a p 5 程序的反应堆动力学使用的是点 堆动力学模型，它的方程式使用了由平均堆芯流体条件、权重因子和 反馈系数等共同决定总功率的计算中的总反应性。一旦堆芯总功率确 定了，它就对堆芯周围的热构件按不变的方式进行功率分配。 1 0 控制变量系统的输入。 以上是对r e l a p 5 程序数据输入卡组成的简要介绍。当完成数据 输入工作后，下一步工作是进行程序的调试运行，下面简单介绍 r e l a p 5 程序的调试和运行。 2 3 3r e l a p 5 程序的调试和运行 r e l a p 5 程序的输入处理程序能够提供很好的错误检测和错误解 说功能。当检测程序发现一个或多个错误时，程序就会终止执行，并 且给出有关输入错误的说明性信息( 称为错误信息，e r r o rm e s s a g e ) ，用 户可以根据这个信息查找出错的原因。下面介绍调试一个新的 r e l a p 5 程序数据输入模块( 输入文件) 的有效方法托“。 一个新输入块可能会有许多的错误，因而在运行中会导致一系列 的错误信息。一般地，一个错误可能导致产生很多的错误信息，因此， 错误信息往往比实际的错误多得多。用户应该仔细阅读和考虑每一个 错误信息，按产生的顺序逐一的解决错误。这可能有下列三种情况： 1 9