（核能科学与工程专业论文）核电站非能动安全注入系统仿真研究.pdf

哈尔滨工程大学硕士学位论文 摘要 非能动安全系统减少了对运行人员干预和外部能源的依赖，是提高核电 站安全性、可靠性和经济性的重要方式，在国内外新一代核电站的设计中得 到了广泛应用。 论文利用美国g s e 公司开发的实时热工水力工程分析工具t h e a t r e 和 两相流体建模工具j t o p m e r e t 作为非能动安全研究的工具，在高级实时仿 真平台s i m e x e c 上进行仿真计算，同时本文对两套程序的模型及其使用进行 了详细的介绍。 本文使用t h e a t r e 和j t o p m e r e t 程序对非能动压水堆a p l 0 0 0 主冷 却剂系统和具有非能动安全补水功能的堆芯补水箱分系统建立了仿真模型， 对失水事故进行了仿真计算，通过考察事故后的堆芯补水箱排放管流量、压 力容器水位及燃料包壳壁面温度等参数的变化趋势，验证了堆芯补水箱非能 动运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。计算表明：在小破口失水事故的 工况下，堆芯补水箱能够以非能动形式实现向反应堆冷却剂系统提供应急补 水的功能，确保了堆芯的有效冷却，防止了堆芯发生损毁。 关键词：非能动安全；实时仿真；失水事故；堆芯补水箱 a b s t r a c t p a s s i v es a f e t y s y s t e m sm a k ec o r r e s p o n d i n gs a f e t yf u n c t i o n sl e s s d e p e n d e n t i n go no p e r a t o ra n de x t e r n a le n e r g ys u p p l y ，t h e ya r eu s e dt o p r o v i d es i g n i f i c a n ta n dm e a s u r a b l e i m p r o v e m e n t s i n p l a n ts a f e t y , r e l i a b i l i t y a n de c o n o m i c s p a s s i v e s a f e t ys y s t e m sh a v eb e e nw i d e l y u t i l i z e di nt h ed e s i g no fn e wg e n e r a t i o nn u c l e a rp o w e r p l a n t sa th o m ea n d a b r o a d i n t h i st h e s i s ，t w o m o d e l i n gt o o l s ，t h e r m a l h y d r a u l i ce n g i n e e r i n g a n a l y s i st o o l sf o rr e a l t i m e - t h e a t r ea n dt w o p h a s ef l o wm o d e l i n gt o o l - j t o p m e r e t , w h i c hw e r ed e v e l o p e db yg s ec o m p a n yi nu n i t e ds t a t e s ， a r eu s e da sr e s e a r c ht o o l so np a s s i v es a f e t y t h et w ot o o l sa r eu s e df o r s i m u l a t i o n c a l c u l a t i n ga n dr u no nt h er e a l t i m es i m u l a t i o np l a t f o r m s i m e x e c a tt h es a m et i m e ，t h e i rm o d e l i n g p r i n c i p l ea n du s a g e a r e d e s c r i b e di nd e t a i l a p10 0 0i st h ea d v a n c e dp a s s i v e10 0 0 m w ep w r ，i t sr e a c t o rc o o l a n t s y s t e ma n dt h ep a s s i v ec o r em a k e u pt a n k sa r em o d e l e da n dt h el o c a sa r e s i m u l a t e d s o m ei m p o r t a n tp a r a m e t e r s ，s u c ha st h em a s sf l o wr a t eo f c o r e m a k e u pt a n kd i s c h a r g el i n e ，t h ew a t e rl e v e lo fv e s s e la n dt h ef u e lc l a d s u r f a c e t e m p e r a t u r e ，a r ec a l c u l a t e da n da n a l y z e d a c c o r d i n gt ot h e c a l c u l a t i o nr e s u l t s ，t h ec o r em a k e u pt a n kc a no p e r a t ei np a s s i v ef o r ma n di s a v a i lt oc o o lc o r e t h e q u a l i t a t i v ea n a l y s i so ns i m u l a t i o nr e s u l t si s a c c o m p l i s h e di nt h ep a p e nf i n a l l yt h ec o n c l u s i o ni st h a td u r i n gas m a l l l o c a ，t h ec o r em a k e u pt a n kc a np r o v i d em a k e u pw a t e rt ot h er e a c t o r c o o l a n ts y s t e mi np a s s i v ef o r ma n di n s u r ee m e r g e n c yc o o l i n gc o r ea n d p r e v e n tc o r ed a m a g e k e y w o r d s ：p a s s i v esa f e t y ；r e a l - t i m es i m u l a t i o n ；c o r em a k e u pt a n k ；l o c a 2 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 献的引用已在文中指出，并与参考文献相对应。除文中已 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。对本文的研究做出重要贡献的个 人和集体，均已在文中以明确方式标明。本人完全意识到 本声明的法律结果由本人承担。 作者( 签字) ：垒幽 日期：伽g 年弓月72 日 哈尔滨工程大学硕士学位论文 第1 章绪论 1 1 引言 1 9 4 2 年1 2 月，在美国建立的世界上第一座核反应堆首次实现了原子核 的自持链式裂变反应( 达到临界) ，标志着人类跨入了原子时代。而当时为了 防止发生不可控的链式反应和能够在事故时紧急停堆，装上了一些强中子吸 收材料的镉棒，以便控制反应性和紧急停堆，保证反应堆的安全，这就是最 早的也是最简单的反应堆安全措施【堙】。而后，1 9 5 1 年1 2 月美国实验增殖堆 1 号首次利用核能发电，1 9 5 4 年6 月世界上第一座核电站一前苏联奥布宁斯 克核电站首次向电网送电，人类开始和平利用核能发电，从此核电在世界电 力生产中占据了重要地位。但是核能利用的安全性仍是科学家们研究的重要 课题。人们逐渐提出了一种所谓的工程安全概念思想【3 】，即：通过设置多重 备用的工程安全设施来保证反应堆的安全可靠，这样一种安全设计指导思 想。最初的轻水堆就是在工程安全概念的指导下建立起来的。 但是，1 9 7 9 年3 月2 8 日美国发生的三哩岛( t m i ) 核电事故，对世界核电 发展产生了重大的消极影响。特别是公众对核电安全产生了怀疑。1 9 8 6 年4 月2 6 日，前苏联切尔诺贝利核电厂4 号堆( 石墨水冷堆) ，由于人员违章操作、 判断失误，加上反应堆设计缺陷，特别是没有安全壳等原因，导致核电史上 最严重的一次事故。这次事故造成了严重的人员伤亡，大面积居民避迁，在 公众心中对核电产生了极大的恐惧，影响深远，人们谈核色变，并且在一些 国家出现了各种反核的绿色和平组织。核能的发展和核电站的生存遇到了前 所未有的危机。 为此科学家们开始反思工程安全概念这一指导思想，世界各国政府和工 业界投入了巨大的资金和人力，试图把反应堆安全技术提高到一个更高水 平，并且要容易为公众所接收。核科学家们经过不断的研究和探讨，提出了 一种新颖而有效确保核反应堆安全的思想，即所谓的非能动安全思想。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 2 非能动安全思想 1 2 1 非能动安全思想的提出 就在切尔诺贝利核事故发生1 0 年后，1 9 9 6 年在奥地利首都维也纳，国 际原子能机构、世界卫生组织和欧盟委员会联合召开“国际切尔诺贝利事故 1 0 周年大会 ，这次大会对切尔诺贝利核事故做出了权威性结论【4 】：切尔诺 贝利核事故共造成3 0 人死亡，其中2 8 人死于过量辐照，2 人死于爆炸。其 健康影响，主要表现在儿童甲状腺癌发病率有极少量增加，但确诊甲状腺癌 的儿童，仅有3 人死亡。除儿童甲状腺癌发病率增加外，尚未观察到这次事 故所引起的癌症发病率的增加。尽管有三哩岛和切尔诺贝利核事故的阴影， 但在归纳总结两起事故原因以后，并且就广泛的已建反应堆和核电站的运行 情况来看，核电是安全的、可靠的。但为了解决核能的公众接受问题，增强 核电经济竞争力，以及进一步提高核电的安全性，需要对现有核电系统进行 改进。 为了满足人们日益提高的安全标准的要求，防止核电机组系统或设备失 效而引发堆芯熔化事故，核科学家们提出了下一代先进反应堆的关键设计原 则【5 】： ( 1 ) 设计必须把核反应堆的安全放在第一位，并以事故的预防为重点， 采用多道屏障和纵深防御，强调人员的安全和对设备的保护； ( 2 ) 简化设计，要求采用安全性高的非能动方式代替现有复杂的、由外 来动力驱动的安全系统，以简化以前所必需的复杂的运行操作，减少或消除 依靠重新连接切换才能完成安全功能的操作，减少对操纵人员干预的要求， 增强整个机组的固有安全性能； ( 3 ) 增加设计裕度，即：要求有足够的安全裕度和内在的承受预期应变 的能力，事故后可以有较长的处理事故的时间裕量，提高事故遏制能力； ( 4 ) 重视人因工程学的研究成果，强调在实现核电站安全功能的过程 中，人( 操纵员) 与机组的关系。 依据上述原则，很多国家在新代核电站的设计概念中，广泛应用了非 能动安全思想。 2 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 2 2 核动力非能动安全研究的目的和意义 美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利的核事故使世界的核能发展进入了一 个低潮期，核电的竞争能力也在很大程度上受到了削弱，但是随着世界范围 的能源危机，以及京都议定书的签署使得各工业发达国家要履行减少温 室气体排放承诺，人们迫切寻求可替代能源，并且是清洁、产能高、蕴藏量 丰富的能源。就目前科技发展水平，核能无疑是最佳选择。 为了重新赢得投资者和公众对核电事业的信任，并提高核电站的经济竞 争能力，新建的核电站必须具备比早期核电站更高的安全性和可靠性，即： 在发生事故情况下，尽量不依赖主动措施或人为的干预，就能使反应堆在一 定长的时间内能自动地维持安全状态；而且其安全概念最好简单明了，易于 向公众宣传并为他们所理解和接受，能驱散他们心中对核的恐惧；为了提高 核电的经济竞争力，就要求安全性和可靠性的提高并不以牺牲经济性为代 价，而是通过简化系统结构，提高其本身安全性来实现，而且简化了系统， 就可以缩短建设周期，可使投资者很快得到回报。但是如果仍沿用传统的工 程安全设计思想，是无法做到这一点的。而应用非能动安全概念是解决这一 难题的有效途径。 工程安全设计的安全保证主要依赖的是外部的设备、动力和人员的干 预；而非能动安全主要依赖的是事物内在的机制和自然的物理规律，是一种 内在的安全性。 与工程安全设计方法相比，非能动安全设计具有如下的优点。 ( 1 ) 非能动安全的设计降低或消除了事故条件下对反应堆操纵员及外 部动力设备的依赖，而运行人员的误操作正是导致三哩岛事故和切尔诺贝利 事故的主要原因之一。因此，按非能动安全原则设计的反应堆比传统核电站 具有更高的安全性和可靠性： ( 2 ) 非能动安全的设计将核电站的安全性和经济性这一对矛盾的关系 基本统一起来，因为按此原则不必设计大量的冗余工程安全设施，简化了系 统和设施，降低了投资； ( 3 ) 传统的工程安全设施具有复杂的控制逻辑和设备，难于为普通公众 所理解和接受，难于为运行人员操作，而非能动安全的设计简单明了，易于 3 哈尔滨工程大学硕士学位论文 为普通人们所理解，因而也有利于重新赢得公众对核能安全的信任。 与工程安全设计方法相比，非能动安全设计具有一些不足t 能动安全系 统能够快速终止事故和有效阻止事故扩大，而非能动安全系统终止事故需要 很长的时间；能动安全系统能够针对不同事故进行操作，结合操纵员的经验 以最优的方式操作。而非能动安全系统由于其运行程序是固定的，这样即使 只是一个小事故也会导致非能动系统的投入，而这修复起来是非常麻烦的。 尽管非能动安全系统存在某些不足，但非能动安全思想具有明显的优 势，所以它的提出和发展，使得核电站的安全性有外在转向内在，核电系统 和设备由复杂转向简单，核电站的安全性和经济性这一对相互矛盾也趋于和 谐统一，满足了人们在两次大的核事故以后对未来核电站提出的更高的安全 和经济的要求。这也就是研究非能动安全的目的和意义。 1 2 3 非能动安全思想的相关概念 早在1 9 7 6 年k l e i m o l a 等人就已经提出了核反应堆安全壳非能动冷却系 统的一种设计方案 6 1 ，到2 0 世纪8 0 年代末，美国西屋公司、美国能源部和 美国电力研究院联合推出了强调非能动安全设计的新堆型a p 6 0 0 的概念设 计1 7 1 。与此同时，在1 9 8 4 年g e 公司的s b w r 8 】和后来提出的a s b w r 、e s b w r 中也充分采用非能动的安全设计。目前非能动安全概念己经广泛应用在国内 外新一代核电站的设计中。 核电厂的安全设计有能动和非能动之分吲，其区别在于是否依赖外界的 电能、信号或推动力，非能动设施( 包括设备和系统) 没有这种依赖性，它们 不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变 化、储能的消耗或自我动作来实现，它们可能经受压力、温度、辐射、液位 和流量的变化。 非能动安全的思想【3 1 是利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动 等一些简单但又从不失效的物理规律的作用，使反应堆发生事故以后不必过 分依赖运行人员的准确及时的判断和外部能源的供给就能完成相应的安全 功能。例如，只依靠自然循环带走堆芯余热就是一种非能动安全思想设计的 应用，利用冷却剂在不同高度产生的密度差，在回路里形成了自然循环冷却， 把堆芯产生的热量带走，而不需要泵的启动和人为的干预，这样既省去了昂 4 哈尔滨工程大学硕士学位论文 贵的水泵及其支持系统，又避免了由于其不可靠性而给整个冷却系统带来的 隐患，提高了安全性，因而实现了安全性和经济性的统一。再如，模块式高 温气冷堆设计中，通过选择小的单堆功率和细长的堆芯结构，降低径向热传 导阻力就可以有效降低事故条件下燃料元件的最高温度峰值，并最终依靠堆 内的自然循环、辐射、壳壁的导热和壳外壁的自然对流与辐射传出堆芯余热， 完全无需人员的干预和其它主动措施就能够使反应堆处于完全状态，这也是 一种典型的非能动安全的设计。 非能动根据其程度上的差别分为三种 9 】： 第一种，除不需要外动力外，既无移动工质，又无移动机械部件，这种 属性实际是系统的固有属性，即固有安全特性。固有安全性的概念是在1 9 7 9 年三哩岛核电厂事故之后才引起广泛的关注的，它通过材料选择和设计中减 少危险来实现安全特性【1 0 】，当反应堆事故发生时反应堆仅仅依靠自然力或者 其它非能动的因素返回正常运行状态或者安全停堆的能力。它不需要任何人 或者设备的干预，如热源和冷源之间的热连续通道的热传导和热辐射。 第二种，其动作是由该系统内部的参数变化而引起。在实现其功能过程 中有工质的流动，但无运动的机械部件，如在热源与热阱间沿某一特定通道 自然循环、液阀或密度锁。 第三种，其功能基于不可逆动作，或变化的某些设备，如安全隔离膜、 止回阀、弹簧式安全阀和喷注箱等。它们具有运动部件，但因不需要外动力， 仍属于非能动设备( 不需要外部输入即可运行的设备【l 伽) 范畴。 对于非能动设施( 设备或系统) ，仍需考虑它们的可靠性、可用性、使用 寿期、腐蚀和蠕变变形、对试验或示范的要求、稳定性以及人机相互作用等。 例如，通道堵塞或破损，自然循环就受阻或受到破坏。只有固有安全性才不 受外界的影响，某种危害的消除和避免仅仅依靠的是自然规律。 非能动安全系统是依据非能动安全思想设计的系统，它或是完全使用非 能动设备和结构，或是以有限的方式使用能动设备来启动后续非能动设备的 运行f 1 0 】，即基本上不需要辅助设备或自持的系统就是非能动安全系统【l l 】。为 了行使它们的安全职能，它们不需要冷却水泵、经过改善的空气或交流电源 ( 由电厂蓄电池得到的电源除外) 。这些系统依靠自然力，如重力或自然循环； 依靠储存的能量，如蓄电池组或压缩气体；或依靠系统本身就可以得到的能 5 哈尔滨工程大学硕士学位论文 量，如蒸汽或压力。非能动系统不采用转动或往复运动的部件，如泵或汽轮 机，也不用由变压器或蓄电池供电的部件。除开始的安全运行控制外，它们 不依靠液压控制随动阀及其它类型的阀。非能动安全系统可以包括止回阀、 仪表及单动阀，以便启动系统运行。要想这些阀动作，必须用储存能量如静 压头、压缩气体、弹簧或蓄电池提供的直流电。在这方面，非能动系统几乎 排除了对支持系统的依赖。 对于批准的设计基准事件【1 l 】，在事件发生后要求非能动系统不依赖操纵 员的动作或外界的支持而履行它的安全职能达7 2 d x 时。为了维持处于准备状 态的非能动系统，采用包括可靠的能动非安全部件，如交流电驱动的泵或阀 在内的支持系统是可接受的。在7 2 4 时前不需要操纵员动作将是可行的，一 旦启动非能动安全系统，不管电厂的非安全部件发生任何故障，它们至少能 连续运行7 2 d , 时，7 2 d , 时以后，根据采取的唯一简单方式，非能动系统也能 继续运行。这将取决于头脑清醒的操纵员的反应，如重新注满水箱和对蓄电 池再次充电。 根据系统驱动力的不同特点非能动系统大致又可划分为四种类型【1 2 】：重 力驱动、虹吸驱动、冷凝驱动及蒸发驱动。重力驱动作为非能动系统的主要 驱动方式，几乎存在于所有下一代新型核电站设计中。虹吸驱动利用虹吸现 象作为驱动力；冷凝驱动是利用蒸汽在冷凝器中冷却降压，在系统中形成驱 动力；闪蒸驱动安全注射系统日本正在研究，其优势是不会把不可凝气体带 入一回路系统。 1 2 4 非能动安全概念的应用和进展 自2 0 世纪9 0 年代开始，世界核电界集中力量进行了安全标准、审批程序、 机型改进等方面工作，编制用户要求文件如美国u r d 和欧洲u r d ，文件中都 明确规定了必须在下一代核电厂的一些系统中应用非能动安全特征。因此， 目前正在研究和开发的核电站先进反应堆中广泛应用了非能动安全概念。 通常在大型、改进型核电站( 8 0 0 m w e 或更大) 的设计中，是固有安全特 性与能动系统的结合来实现安全功能。如s y s t e m8 0 + ，a b w r ，和e p r ；在 1 3 0 0 - 1 5 0 0 m w e 级核电站的设计中有考虑非能动系统的使用，如日本三菱与 美国西屋公司合作开发的1 4 0 0 m w ea p w r ，采用安注箱在l o c a 事故时对 6 哈尔滨工程大学硕士学位论文 堆芯注水。日本三菱也在研究1 5 0 0 m w e 的下一代压水堆n g p 1 3 , 1 4 ，安全 系统中应用了能动与非能动混合的复合安全系统。韩国下一代反应堆 ( k n g r ) i s j 6 是从1 9 9 2 年开始规划的1 3 5 0 m w e 压水堆，k n g r 的非能动 安全系统包括非能动的二次侧冷凝系统、带有流控装置的安注箱、堆腔淹没 系统等：9 0 0 - 1 3 0 0 m w e 级的一些核电站设计都非常强调了应用非能动系统， 如美国西屋公司的a p l 0 0 0 t 1 7 1 、欧洲e p p 1 0 0 0 1 0 l l i 、3 a ：x v e r - 1 0 0 0 0 0 j g l 、 e s b w r 【1 0 1 、c a n d u 9 t 1 0 1 及t a n e s t 2 0 1 等。 在改进型、中型水冷堆( 2 0 0 - - 8 0 0 m w e ) 的设计中广泛应用了非能动安全 设计思想，如a p 6 0 0 t 2 牝8 1 、a c 6 0 0 2 ”1 1 、w w e r 6 4 0 1 0 3 9 1 、m s 一6 0 0 t 3 2 1 、 h s b w r 【3 3 1 及i n d i a na h w r t 3 4 1 等。 在革新型、中型水冷堆( 2 0 0 - - 8 0 0 m w e ) 设计中更是全面的应用非能动安 全设计思想，! t 1 p i u s t 3 5 3 6 、v p b e r 6 0 0 t 3 7 - 3 9 及j p s r t 4 0 】等。 下面对应用非能动思想的余热排出系统和安全注入系统的设计方案进 行简要的总结如表1 1 和1 2 。 表1 1 非能动余热排出系统设计 主要的传热机理应用 热交换器置于安全壳内的大贮存水箱内，通过管线直接连到主回 a p 6 0 0 ，a p l 0 0 0 路管道上。其热量传递路径为堆芯一余热排出热交换器- - i r w s t 一安全壳。 堆芯余热通过余热排出热交换器从一回路以自然循环方式排到 j p s r 二次侧，然后通过二回路以自然循环方式传到重力驱动冷却剂安 注水池，水池以自然循环方式被水池热交换器中的大气压冷却水 冷却且热量最终通过空气冷却设备传到大气。其热量传递路径为 堆芯一余热排出热交换器一重力驱动冷却剂安注水池一空冷器。 安全壳外设有冷却器，通过管线连接到蒸汽发生器二次侧。其热w w e r 1 0 0 0 ， 量传递路径为堆芯一蒸汽发生器一空冷器。 a c 6 0 0 在事故时余热排出系统依靠水平蒸汽发生器通过自然循环排出 m s 6 0 0 堆芯余热，为促进自然循环，在蒸汽发生器管子封头上设置排气 管线，将不可凝气体从回路中排出，且事故时由冷凝水箱向水平 7 哈尔滨工程大学硕士学位论文 蒸汽发生器补水。其热量传递路径为堆芯一水平蒸汽发生器一应 急补水系统( 冷凝水箱) 。 热交换器置于除盐水箱内，通过管线连接到蒸汽发生器二次侧。w w e r - 6 4 0 其热量传递路径为堆芯一蒸汽发生器一余热排出热交换器一除 盐水箱。 隔离冷凝器一般位于堆芯上部的冷却水池内。它在压力容器降到 g es b w r， 某一水位时启动，然后蒸汽进入冷凝器冷凝成水再流回压力容 t o s h i b as b 保 器。其热量传递路径为堆芯一隔离的冷凝器一大水池。 通过密度锁自动形成了水池内的自然循环，在反应堆水池中安装 p i u s 了热交换器，连到安全壳外由空气冷却。其热量传递路径为堆芯 一反应堆水池一热交换器一大气。 表1 2 非能动安注系统设计 设计方案功能简述 应用 堆芯补水依靠重力进行安注，通过连接管线与主回路连接达姆6 0 0 ，心1 0 0 0 。 箱( c m t ) 到压力平衡，重位压头抵消注入管线的小的压力损 a c 6 0 0 ， 失实现注入。 e p p 1 0 0 0 蓄压箱 在一回路压力低于水箱的压力( 一般是氮气蓄压) 时， a p 6 0 0 姆1 0 0 0 ( a c c ) 水箱内的水在压差作用下注入一回路系统。有的安 e p p - 10 0 0 ，m s 一6 0 0 注水箱底部含有一个流动控制装置，实现初期安注 c a n d u 9， 流速高，后期长时间的低流速安注。 i n d i a na h f 惚 安全壳内在一回路压力低于水箱的压力时( 一般需要泄压系统 a p 6 0 0 ，a p l 0 0 0 ， 换料水贮配合) ，水箱内的水在压差作用下进入压力壳。 e p p - 1 0 0 0 m s - 6 0 0 存箱，h s b w r 堆芯淹没 在一回路压力低于水箱的压力( 一般是氮气蓄压) 时， e p p 一1 0 0 0 水箱 水箱内的水在压差作用下进入压力容器。 一回路泄一回路通过蒸汽泄压具有压力下降快，冷却剂质量 a p 6 0 0， g e 压损失少的特点，而且有利于低压安注，重力回灌系 s b w r ，t o s h i b a 统等及早启动，保证堆芯不裸露。它一般与重力回 s b w r 灌系统联合使用。 8 哈尔滨工程大学硕士学位论文 一回路蒸是一种升压装置，与引射泵原理相同。在事故条件 【4 l 】 汽驱动的下该装置将引入的一回路蒸汽与水箱来的冷水混合 堆芯应急冷凝升压后注入压力容器，不需要外部动力。 冷却系统 非能动注含硼水箱分热区和冷区，热区水由电加热器维持在 j a p a n n g e 硼系统注入压力对应的饱和温度以便主回路降到这个压力 时使其内的水沸腾将冷区含硼水注入主回路。 密度锁反应堆正常运行时流经堆芯及上升段的压降与上下 p i u s 密度锁冷热界面处的静压差相等，事故时这种平衡 被破坏，反应堆水池内的含硼冷水通过密度锁注入 堆芯，在堆芯、反应堆水池上下密度锁之间形成自 然循环。 需要注意的是，世界各国提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增 加非能动安全系统代替原有的能动安全系统，并不追求全部采用非能动安 全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定 采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。并且 非能动的概念并不仅局限于安全系统，它涵盖了整个核电系统。 1 3 课题研究意义 a p l 0 0 0 是先进的第三代非能动压水堆，它以非能动安全作为主要技术特 点，已成为我国三代核电自主化依托项目所选择的技术路线。 如何尽快的消化、吸收a p l 0 0 0 的技术，进一步实现自主化设计、制造， 成为核工业工作者当前面对的主要任务。本论文的出发点就是根据已有的 a p l 0 0 0 的资料，利用计算机仿真这种技术手段来研究a p l 0 0 0 的非能动安全 系统，验证了非能动原理应用的可行性和有效性，并为进一步系统的仿真研 究打下基础。 1 4 论文主要内容 本论文的主要任务是对a p l 0 0 0 核电站非能动安全系统进行仿真研究， 9 哈尔滨工程大学硕士学位论文 具体的说是对具有非能动形式的堆芯补水箱进行仿真建模，对失水事故进行 了计算分析，通过考察事故后的堆芯补水箱安全注入流量等参数的变化趋 势，验证其非能动运行的可行性和应急堆芯补水的有效性。采用的仿真工具 为美国g s e 公司开发的实时热工水力分析工具t h e a t r e 程序和两相流体建 模工具j t o p m e r e t 程序。本论文的工作主要从以下几点展开： ( 1 ) 熟悉、掌握实时仿真工具t h e a t r e 和j t o p m e r e t 的数学模型、建 模方法以及实时仿真运行平台s i r n e x e c 的使用。 ( 2 ) 深入了解a p l 0 0 0 的反应堆冷却剂系统和非能动安全系统的特点、 组成和工作原理，应用t h e a t r e 程序和j t o p m e r e t 程序对它们进行系统节 点划分、建立仿真计算模型。建模的主要工作将集中在反应堆冷却剂系统以 及应急堆芯冷却系统的堆芯补水箱分系统。 ( 3 ) 进行仿真计算。收集仿真计算需要的有关数据、制作数据输入卡、 调试运行程序。引入小破口失水事故，利用已建立的仿真计算模型进行计算 并得到仿真结果，对结果进行定性分析，得出本论文的结论。 1 0 哈尔滨工程大学硕士学位论文 第2 章仿真数学模型的建立 本论文的目的是对核电站的非能动安全注入系统进行仿真研究，使用的 仿真工具是美国g s e 公司开发的相关软件，包括实时热工水力工程分析工具 t h e a r t e 程序和两相流体建模工具j t o p m e r e t ，所有程序都是在实时仿真 平台s i m e x e c t m 上运行、调试。 2 1 t h e a t r e 程序仿真模型介绍 t h e a t r e 仃 1 1 e m l a lh y d r a u l i ce n g i n e e r i n ga n a l y s i st o o l si nr e a lt i m e ) 程 序是由美国g s e 公司开发的反应堆热工水力实时仿真分析工具。它是在吸取 了i 辽l a p 5 m o d 3 和其他著名的热工水力动态分析程序基本思想并结合开 发者多年从事实时仿真程序开发的经验而编制的，现已成功用于多台全范围 核电站操纵员培训模拟机的开发和软件升级，也曾用于高级核电系统仿真分 析机的开发。 下面介绍t h e a t r e 程序的建模方法、模型选择和求解算法。 2 1 1t h e a t r e 的建模方法 反应堆冷却剂系统建模方法常用的有两种：一种是以实际部件为单元( 如 反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵、管道等) ，分别建立相应的模块， 再按实际情况拼接成被仿真的系统模型，称为模块化建模方法；另一种是以 “控制体”概念为基础，对系统中各部件进行建模。对于那些可能用控制体 概念建模的部件，则用“专用模型 ( 如主泵、三通、破口等) 仿真。 t h e a t r e 程序便是采用以“控制体”概念为基础的建模方法。这种建 模方法也是现代反应堆冷却剂系统工程安全分析程序( 如r e l a p 系列、 r e t r a n 、t r a c 等) 中广泛使用的建模方法。这种建模方法的特点有： ( 1 ) 反应堆冷却剂系统中的主要部件( 如反应堆、蒸汽发生器、稳压器及 管道) 中的热工水力现象皆采用统一的数学模型描述，只是按部件的特点和仿 真精度要求，控制体划分的详细程度有所不同； 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ( 2 ) 整个模型由两相流场方程组、状态方程、结构关系式、热构件、专 用部件模型及物性参数计算模型组成，其核心部分是两相流场方程组和与其 配套使用的结构关系式，不同的选择将决定着整个模型的仿真能力。 t h e a t r e 程序模型由于其实时仿真用途的特点，除了高精度的要求以 外还必须满足“实时性”和“全工况 的要求。这些需求对下列几方面工作 具有重大影响并产生更大的困难。 ( 1 ) 场方程的选择必须能便于求解并能合理地预计出各种可能遇到的 热工水力过程。 ( 2 ) 在按“控制体 概念用交错网络方法对真实系统进行节点化处理时， 为同时满足上面要求，必须： a 采用一种节点划分方案模拟计算各种可能遇到的运行工况； b 为尽量提高数值求解速度，需采用较粗大的节点划分方案，以尽量减 少节点数量。 ( 3 ) 为了实现“全面实时”的要求，在对模型方程系统作数值求解时， 必须采用可变的时间步长，不能采用工程安全分析程序中常用的自动变步长 求解方法。 2 1 2 基本两相流仿真模型 气、液两相流仿真模型是反应堆冷却剂系统动态仿真模型的核心，它的 选择对于仿真程序的预计能力，包括仿真工况范围和精度，以及仿真的消费 具有深远的影响。 曾经在工程分析或实时仿真程序中使用过的两相流热工水力动态计算 模型可分为三类：一类是混合模型；第二类是两流体模型；第三类可称为改 进的混合模型或简化的两流体模型。 混合模型亦称均匀、平衡两相流模型，此模型是按两相处于等温、等压 和等速状态的假设建立的。此模型仅含三个基本场方程，即混合物质量、能 量和动量守恒方程，是最简单的两相流仿真模型。 两流体模型亦称不平衡、不均匀两相流模型，此模型是按两相温度、速 度皆不相同的假设建立的。它含有独立的气相和液相的质量、能量和动量守 恒方程，总计6 个场方程，是最复杂的两相流仿真模型。 1 2 哈尔滨工程大学硕士学位论文 改进的混合模型是含有4 或5 个场方程的两相流模型，具体的方程数量 和类型则由程序开发者根据其仿真的目的和经验选择。 在t h e a t r e 程序中采用含有5 个基本场方程和1 个漂移通量关系式的 “漂移通量 模型。此模型属于改进的混合模型，它的主要特点如下： ( 1 ) 气、液两相各有一个质量和能量守恒方程，与用一个方程的模型相 比，在结构上和数字计算上要稳定得多，此外比较容易处理通过两相界面的 质量和能量交换项。相间质量交换和由此产生的能量交换是不平衡两相流中 最重要的现象。 ( 2 ) 采用一个混合动量守恒方程和一个漂移通量关系式预计两相流的 动量变化过程。此模型还具有数值计算稳定性好、速度快的优点。采用漂移 流概念建立的两相流总体模型，在作系统节点化处理时，对节点尺寸的大小 不敏感，因而特别适合“必须用一种节点化方案预计可能遇到的各种瞬态 的实时仿真器的需要。而完全的两流体模型不能使用较粗大的节点划分方 案。 ( 1 ) 基本场方程 用于预计每一节点处两相流状态的场方程包括如下6 个守恒方程，在这 些方程中皆增了源项，源项用作与其他系统( 非反应堆冷却剂仿真程序仿真) 的接口。方程中各符号及下标的含义见附录。 混合气相质量守恒： 昙( 吃& ) + l al m , a ) = f + 8 s 。a ( 2 - 1 ) 瓦( 吃& ) + a 嗽 2+ g 液相质量守恒： 丢( 嚷岛) + 1 a - 强- 呈- a ( a q p e v f a ) = - f + d s f a ( 2 - 2 ) 混合气相能量守恒： 丢( 吃岛u 。) + x 1 瓦a ( 吃& u 。a ) + p 鲁+ p a 呶c a ( a 。v ，a ) ( 2 3 ) = q 。g + q i g + ( r r w ) h ；+ r 。h ；+ d i s s g + 8 s g q a 液相能量守恒： 哈尔滨工程大学硕士学位论文 - 晏( a , p f u ，) + x 1 丙0 ( 嘶岛u ，u f a ) + p - a - 瓦嘶- + a pl 强( 口f v f a ) ( 2 4 ) 吃色鲁+ 辟o a v f + o 叙v ；一+ l 2 a f p f 警亿5 ， 一塞+ p b 。- a g pv g f w g 一略岛q m _ r ( 训+ 脚，+ 8 s ，一 丢( 吃岛x n ) + x 1 夏0 ( 吃展咚x 。a ) = 万s n a ( 2 - 6 ) n = ( 和刊+ ( 拳魄- u g ) + ( 要辩x n ) ( 2 - 7 ) 洮 9 。d x 一 一 n = ( 和_ p ) + ( 秘。- u g ) + ( 冬( 昏x ) ( 2 - 8 ) 包唧( 和- p ) + ( 酗。_ u g ) + ( 象( 昏x ) ( 2 - 9 ) t t f ：( 孕) ( 叠一p ) + ( 饥- - - c e ) ( o e - u f ) ( 2 - 1 0 ) o po u ， 屦一岛= ( 挈) ( 蚕一p ) + ( 墼) ( 诽一u f ) ( 2 1 1 ) e po u ， ( 1 一c o ) v g a f c o q = ( 2 - 1 2 ) 哈尔滨工程大学硕士学位论文 r ：r w 一皇堡g 曼二二堇2 = 掣( 2 - 1 3 ) n 。一n 9 2 1 3 结构关系式 无论是采用哪一种两相流仿真模型，为了使方程组封闭，皆必须附加足 够的结构关系式。只有选用以当时实验技术水平可能取得的实验数据为基础 导出的结构关系式配套建立的两相流仿真模型才是合理的模型，才能合理地 预计被仿真系统中发生的各种物理现象。 2 1 3 1 流动机制 流动机制图由垂直流机制图和水平流机制图组成，它们既可用于质量 能量控制体，也可用于动量控制体。流动机制图根据控制体中当时流动状态 确定流型，图2 1 给出了垂直流动流型，符号含义见表2 1 。在质能控制体 中流型选定后，提供计算相间热交换系数的适当关系式。在动量控制体中流 型选定后，提供适当的计算漂移通量参数和壁面阻力系数的关系式。 c 屈之o7 |么八 r 。 。 0 、0 oo0 o 00 3 ：厶 。 ； o000 o f o l o o ：n 。 。 。 。 。l 囊鞫 oo0 0 。 。 。 0 o。 o o 。j l oo 0 e j 。0 0 0 ： 图2 1 垂直流动下的流型图 控制体是垂直流还是水平流由控制体的倾斜角度矽决定： 1 5 。9 9 0 。 垂直流 0 。矽1 5 。水平流 1 5 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ( 1 ) 垂直流机制图，包含2 9 种流态( 包括过渡区) 。流态的选择根据下 列三个变量确定( 坐标) ：流体速度、空泡份额和临界热通量出现点。对于 p r e - c h f 工况，包含泡状流、弹状流、环状一雾状流和弥散流。对于非常低的 混合物流速，提供垂直分层流态。图2 2 和图2 3 中符号含义见表2 1 。 a a b n c d n a c 口g 图2 2 垂直流动机制图 ( 2 ) 水平流机制图，由1 1 个流型组成( 包含过渡区) 。根据控制体内的 空泡份额和气液相对速度( v g v 厂) 确定流型。不分层的流型包括泡状流、弹 状流、环一雾状流和弥散流。在低的气液相对流速下，采用水平分层流型。 口舯a d ea a c1 。a a d b b y s l g，s l g a n ma n m m p r 12 2 33 4 b b y o h s s l g - h s ! a 蠹抬缶s a n 卜h s d i s h s l o 2 02 3 0 3 04 0 h s o 口g 图2 3 水平流动机制图 1 6 哈尔滨工程大学硕士学位论文 表2 1 控制体各种流动状态 c h f 沸腾临界 s l g 弹状流 p r e c h f 沸腾临界前 a v i环状雾状流 p o s t - c h f 沸腾临界后m p r雾状流 t r a n s i t i o n 过渡流态 d i s 弥散流 b b y 泡状流i s l g逆弹状流 i a n 逆环状流 u s 非分层流态 v s 垂直分层流态 h s 水平分层流态 2 1 3 2 相间质量和热量交换 相间质量和能量交换是不平衡两相流中的主导现象，方程( 2 1 3 ) 说明了 它们之间的关系。热交换率由每一相与相边界之间的温度梯度确定。相边界 温度等于局部压力下的饱和温度。各相可以是过热的也可以是欠热的，因此， 热交换方向可能是从相边界进入每相的，也可能是传出的。 各相与相界面之间的热交换系数强烈地依赖于流动机制和热力学状态。 因此，t h e a t r e 针对每一种流型和四种热力学状态( 即过热液体，欠热液体， 过热气体，欠热气体) ，提供大量的热交换系数计算关系式。 2 1 3 3 壁面摩擦损失仿真方法 在动量方程( 2 5 ) 中的f w g ( a g ，乓，l a g ) 和f w f ( a i ，尸，y ，) 项分别表示气 相和液相流过一个动量控制体时与流道壁摩擦产生的压力损失。其他损失 ( 如由弯管和复杂流路产生的损失) 用能量损失系数模拟。 程序中采用与r e l a p 5 m o d 3 同样的模型计算汽相和液相与壁面的摩 擦损失。此模型是以下列方法为基础发展得到的。 ( 1 ) 以广泛应用的两相乘子方法为基础开发的。乘子选择由h t f s ( h e a tt r a n s f e ra n df l u i df l o ws e r v i c e ) 开发的修正的b a r o c z y 关系式来计算。 ( 2 ) 选用由c h i s h o l m 建立的方法，将上述两相乘子法算出的总的混合物 摩擦压降分解成汽相和液相两部分。 最终的表达式如下： 1 7 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ( 勃= f w f ( a ，p f v f ) + 册( 圳( 2 - 1 4 ) f w f ( a f ，岛) = 岛4i 吩i 2