Evaluation of the Impact of Core Power Distribution on Reflooding Phenomenon in CCTF Test
-
摘要: 以圆柱形堆芯试验装置（CCTF）为研究对象，采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序（RELAP5）和自主化堆工设计与安全分析程序（LOCUST），开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2（Run54）试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明：①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好；②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算，RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K，试验结果为898 K，计算值比试验值低约82 K，平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右，计算结果与试验结果一致。因此，本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故（LBLOCA）中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。
-
关键词:
- 圆柱形堆芯试验装置（CCTF） /
- RELAP5 /
- LOCUST /
- 再淹没 /
- 堆芯功率
Abstract: The cylindrical core test facility (CCTF) is taken as the research object, optimal estimation program for transient behavior of LWR cooling system under accident condition RELAP5 and autonomous core design and safety analysis program LOCUST are used to evaluate the impact of core power distribution on the reflooding phenomenon under CCTF C2-SH2 (Run54) test conditions. The research shows: ① The calculations, such as the pressure drop in the descending section and core and the steam mass flowrate at the outlet of the code, provide good agreement with the test results; ② For the calculation of the average channel cladding peak temperature at 1.015 m of the core, the cladding peak temperatures calculated by RELAP5 and LOCUST programs are 816 K and 813 K respectively, the test results are 898 K, the calculated value is about 82 K lower than the test value, and the average channel cladding temperature finally stabilized at about 400 K. The calculated results are consistent with the test results. Therefore, the results of this study show that the LOCUST program can better simulate the transient process of the reflooding phase in the large-break loss-of-coolant accident (LBLOCA).-
Key words:
- CCTF /
- RELAP5 /
- LOCUST /
- Reflooding /
- Core power
-
0. 引 言
冷却剂丧失事故即失水事故（LOCA）是指反应堆一回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。根据破口尺寸的大小可以分为小破口、中破口以及大破口事故。其中大破口失水事故（LBLOCA）最为严重，LBLOCA主要分为喷放、再灌水、再淹没以及长期冷却4个阶段，其中再淹没阶段是LBLOCA中非常重要的阶段。再淹没阶段中堆芯功率分布可能对堆芯传热产生多维影响，使堆芯高功率区域的传热增加[1]，影响包壳峰值温度（PCT），进而影响反应堆固有安全。因此，需要开展堆芯功率分布对LBLOCA再淹没现象影响的评价研究。
IWAMURA T等[2]、IGUCHI T等[3]分别采用板形堆芯试验装置（SCTF）和圆柱形堆芯试验装置（CCTF），开展压水堆LBLOCA再淹没阶段堆芯功率分布对反应堆热工水力行为影响的研究，研究表明：在相同的堆芯总功率下，径向功率分布曲线的斜率越大，堆芯传热系数越大，堆芯功率分布对环路压降影响较小。另外IGUCHI T等[4]将建立的模型嵌入再淹没分析程序（REFLA）中，评估再淹没阶段堆芯功率分布的影响。研究表明该模型提高了包壳温度的可预测性。
再淹没过程中，PCT是影响反应堆安全的重要参数，但因堆芯内功率分布、破口等效直径、定位格架等因素的影响，很多程序如RELAP5、TRAC、CATHARE、LOCUST等可能对包壳峰值温度预测不准，从而无法为反应堆安全分析提供准确的参考。其中LOCUST是中广核研究院有限公司研发的自主化堆工设计与安全分析软件，主要用于LOCA类事故及设计扩展工况（DEC）-A事故的安全分析。
本研究采用RELAP5和LOCUST程序以C2-SH2低功率试验的试验参数为系统边界，对CCTF试验装置进行建模计算，并将程序计算结果与CCTF C2-SH2的试验结果以及RELAP5程序计算结果进行对比，研究功率变化对再淹没现象的影响，综合评价LOCUST和RELAP5程序用于计算堆芯再淹没现象的准确性。
1. CCTF
图1所示为CCTF试验装置一回路系统流程示意图，CCTF是日本原子能研究所根据电功率1100 MW级四环路压水堆以1/21.4的比例缩放后建造的试验装置[3]。整个试验装置一回路系统包括1个压力容器，4条主要管道环路（3条完整的环路和1条有破口的环路），2台蒸汽发生器模拟器，4台泵模拟器以及2个用以模拟安全壳的水箱。水箱的进口管道上设置2个喷放阀，用以模拟破口的开闭。每条环路的冷段以及压力容器下腔室都有1个应急堆芯冷却（ECC）注水接口，用于模拟ECC系统向试验回路及压力容器注水。
本研究采用CCTF试验系列中C2-SH2（Run54）试验工况，即研究堆芯功率分布对CCTF堆芯再淹没现象的影响，表1为C2-SH2（Run54）的试验参数。
表 1 CCTF C2-SH2（Run54）试验参数表[3]Table 1. Test Parameters Table of CCTF C2-SH2(Run54)序号 参数 数值 1 堆芯功率/MW 7.87 2 安全壳压力/MPa 0.2 3 蒸汽发生器二次侧压力/MPa 5.3 4 ECC冷却剂温度/K 310 5 蒸汽发生器二次侧温度/K 539 6 蓄压安注注水流量/(m3·s−1) 注入下腔室 0.104 注入冷管段 0.088 7 低压安注注水流量/(m3·s−1) 0.011 2. 建模与计算条件
2.1 试验装置压力容器建模
图2为划分的CCTF压力容器节点图，其中图中的红色数字表示划分的控制体数量。该试验装置压力容器的流体区域采用系统程序中的Pipe、Volume、Annulus等水力学部件进行模拟，固体区域采用系统程序中的热构件进行模拟。本研究对堆芯、蒸汽发生器等重要设备进行了节点敏感性分析。试验系统流程为：
（1）来自4条环路的冷管段（260P、360P、460P、560P）的绝大部分冷却剂从压力容器入口（100B、102B、104B、106B）依次经过下降环管（116A、118A、120A、122A）、下封头（130B）、下混合腔室（135S）后流入堆芯入口腔室（140B），其中大部分冷却剂从堆芯热通道150P、堆芯平均通道152P及堆芯冷通道154P流过，另一小部分经过堆芯旁流通道145P，随后两者在堆芯出口腔室155B混合，之后流经上混合腔室160B使得冷却剂充分混合后经4条环路热管段（200P、300P、400P、500P）流出压力容器。
（2）来自4条环路冷管段的小部分冷却剂在压力容器入口向上流动经环管（108A、110A、112A及114A）后进入上封头190B，最后经管道170B、165S及160B流出压力容器。
（3）在堆芯底部有一个注水接口，用于安注箱向下腔室注水，本文用时间控制体846TDV与时间连接件847TDJ对安注箱注水进行模拟。
表2所示为CCTF压力容器建模类型和数量的统计结果。
表 2 CCTF压力容器建模类型和数量Table 2. CCTF Pressure Vessel Modeling Type and Quantity区域 部件类型 数量 流体区域 环管部件（Annulus） 8 分支部件（Branch） 10 圆管部件（Pipe） 12 多连接件（Multiple Junction） 6 单一控制体（Single Volume） 2 单一连接件（Single Junction） 2 时间控制体（Time Dependent Volume） 1 时间连接件（Time Dependent Junction） 1 固体区域 热构件（Heat Structures） 44 2.2 计算条件
本研究利用RELAP5和LOCUST程序中的逻辑Trip对ECC安注系统的启停进行控制，来模拟反应堆LBLOCA事故中安注系统的运行。CCTF的注水分为冷段注水与下腔室注水，下腔室和冷段的注水信号为程序时间步长达到设定值，将注水信号的参数写入逻辑Trip控制卡，通过时间边界体实现对系统的注水。
2.2.1 初始条件与边界条件
表 3 CCTF C2-SH2（Run54）工况初始条件和边界条件参数表[3]Table 3. Initial Condition and Boundary Condition Parameter Table of CCTF C2-SH2 (Run54) Working Condition序号 参数 数值 1 总功率/MW 7.87 2 平均线功率/(kW·m−1) 1.18 3 堆芯轴向功率分布（A∶B∶C） 1.37∶1.20∶0.76 4 安全壳压力/MPa 0.2 5 蒸汽发生器模拟器二次侧压力/MPa 5.3 6 下降段壁面温度/K 468 7 主环路管道壁面温度/K 406 8 蒸汽发生器模拟器二次侧温度/K 539 9 下腔室冷却剂温度/K 394 10 ECC冷却剂温度/K 310 11 压力容器内部温度/K 423 12 下腔室水位/m 0.86 13 蒸汽发生器模拟器二次侧水位/m 7.4 14 蓄压安注注水速度/(m3·s−1) 注入下腔室 0.104 注入冷段 0.088 15 低压安注注水速度/(m3·s−1) 0.011 2.2.2 试验时序
表4为CCTF C2-SH2（Run54）试验时序[3]。试验装置调试完成后，启动电加热棒开始试验。在试验进行到81 s时，蓄压安注箱开始以0.104 m3/s的速度将水注入到下腔室从而填满堆芯底部，这一阶段模拟的是再灌水阶段。在试验进行到90.5 s时，加热棒功率开始降低，以模拟反应堆堆芯功率的衰变。加热棒功率开始衰变后经过一个极短的时间延迟，将蓄压注水路径从下腔室切换到冷段。冷段在经过一段时间的蓄压注水后转换为低压安注，低压安注以一个较低的流速（0.011 m3/s）注入并持续到试验结束。
表 4 CCTF C2-SH2(Run54)试验时序[3]Table 4. Test Sequence of CCTF C2-SH2 (Run54)时间/s 事故 0 试验开始，加热棒通电 81 下腔室蓄压安注开始 90.5 电热棒功率开始降低 94 下腔室蓄压安注结束，冷段蓄压安注开始 107 蓄压安注结束，低压安注开始 898 加热棒断电 979 低压安注结束 1032 试验结束 3. 结果与讨论
3.1 压降变化特性
3.1.1 下降段压降
图3所示为下降段整体压降变化曲线，下降段的压降变化呈先上升后下降再上升最后趋于稳定的趋势。造成这种现象的原因可能是：再淹没开始后，冷段注水进入下降段，下降段水位有一定幅度的上升导致压力上升，之后由于进入堆芯的水大量蒸发，下降段中的水进入堆芯从而导致下降段水位降低，压力也随之降低，堆芯被冷却后，下降段水位又缓慢上升，最后趋于稳定。
图 3 下降段整体压降变化曲线Figure 3. Variation Curve of Overall Pressure Drop in Descending Section由图3可看出，试验得到的压降从0.064 MPa下降到0.053 MPa，而LOCUST在再淹没的前250 s的计算结果是从0.05 MPa下降到0.046 MPa，比试验结果低约0.01 MPa左右，250 s之后，试验结果与LOCUST的计算结果基本趋于一致，保持在0.06 MPa左右。
3.1.2 堆芯压降
图4所示为堆芯进出口压降变化曲线。再淹没阶段开始后随着堆芯水位的上升以及大量冷却剂的蒸发，导致堆芯压降在再淹没阶段开始后大约100 s的时间里逐渐上升，之后随着堆芯温度下降以及冷却剂流量减小，压力变化趋于稳定。
从计算结果与试验结果的对比可以看出，计算值比试验值高约0.01 MPa，LOCUST程序计算的堆芯温度偏高，冷却剂在再淹没初期的蒸发量比实际蒸发量大，并且由于骤冷时间过短，堆芯最终塌陷水位也比实际塌陷水位高，导致堆芯出口处的压力偏大，从而使得堆芯压降偏高。
3.2 温度变化特性
3.2.1 流体温度
图5所示为堆芯进口冷却剂温度变化曲线。由图5可以看出，试验值变化趋势为先下降后上升之后保持稳定的状态，再灌水阶段结束后注入下降段的冷却剂温度为310 K，远低于下腔室中冷却剂温度（393 K），所以在再灌水阶段结束后的一段时间里冷却剂温度会降低。
从计算结果来看，RELAP5的计算结果呈先下降后上升稳定的趋势，但RELAP5前期的下降趋势不明显。LOCUST的计算结果呈先下降后上升之后再下降的趋势，LOCUST前期下降阶段时间较短且下降数值比试验值高10 K左右。
3.2.2 堆芯平均通道包壳温度
图6所示为堆芯1.015 m处的包壳温度变化曲线，并将试验结果与计算结果进行了对比。
图 6 堆芯平均通道1.015 m处包壳温度变化曲线Figure 6. Variation Curve of Cladding Temperature at 1.015 m of Core Average Channel从开始加热到再灌水阶段结束的这段时间里，堆芯由于丧失冷却剂而始终裸露，此时包壳温度迅速上升，并达到一个峰值。再淹没开始后，随着堆芯逐渐被淹没，堆芯上部包壳的温度会继续上升一段时间，但当水位上升到一定高度后燃料元件温度会逐渐开始降低，并在一段时间后堆芯发生骤冷，使包壳温度迅速的降低到一定值，随后趋于稳定。
骤冷现象出现的原因可能是在包壳温度很高时，水在接触壁面之前已经发生汽化，并形成强烈的液滴飞溅，这个过程对包壳有一定的降温作用，只有温度降到一定程度时，液体才会浸润包壳表面，此时由于形成了稳定的核态沸腾或者单相水对流换热，传热系数大大增加，所以温度会骤降。
从计算结果看，程序计算的PCT比试验结果低，骤冷时间相比于试验结果也提前较多，这是因为冷却剂在进入堆芯时与温度很高的包壳接触后迅速蒸发，沸腾过热过于剧烈，产生的蒸汽夹带大量的水滴并向上流动，对其接触过的元件表面进行预冷，使其温度降低，由于程序计算的蒸汽质量流量相比试验结果偏大，因此导致PCT低于试验值。从堆芯平均通道1.015 m处包壳峰值温度计算结果来看，计算值低于1477.15 K，符合热工设计准则（PCT≤1477.15 K）的要求。
3.3 质量流量变化特性
3.3.1 堆芯出口蒸汽质量流量
图7所示为堆芯出口蒸汽质量流量变化趋势，从计算结果看，RELAP5和LOCUST的计算结果在再淹没阶段开始22 s后分别为9.17、8.38 kg/s，而试验结果为4.61 kg/s，计算结果比试验值高约2倍。由图7可看出堆芯出口蒸汽流量在再淹没前期先上升之后保持稳定的状态，这可能是由于随着低温冷却水不断进入堆芯，从而产生大量蒸汽致使堆芯出口蒸汽质量流量逐渐升高，之后由于燃料棒温度的降低以及冷却水流量的减少，堆芯出口蒸汽质量流量呈缓慢降低并趋于稳定的变化趋势。
3.3.2 破口环路质量流量
图8所示为破口环路质量流量变化趋势，可以看出，破口环路质量流量的变化呈先缓慢上升达到最高值后开始逐渐下降，之后再缓慢上升的趋势。产生这种变化趋势的原因可能是：再淹没开始后随着冷却剂的不断注入环路流量逐渐升高，之后随着冷却剂流量的减少环路流量随之降低。
从计算结果和试验结果的对比来看，RELAP5和LOCUST的计算结果基本与试验值保持一致。但LOCUST的计算结果波动偏大，原因可能是：由于堆芯产生的蒸汽对冷却水的夹带作用，致使计算结果波动较大。
4. 结 论
为了研究堆芯功率分布对LBLOCA再淹没现象的影响和对LOCUST进行评价，本研究对CCTF试验用LOCUST建模计算并与RELAP5计算数据和试验数据进行比较。结果表明：
（1）对于压力的变化趋势RELAP5和LOCUST程序的计算结果与试验结果基本一致。
（2）对于堆芯平均通道PCT的计算结果与试验结果吻合不好，计算所得堆芯平均通道1.015 m处PCT分别为816 K和813 K，试验结果为898 K，计算值比试验值低约82 K，PCT偏低的原因可能是冷却剂在进入堆芯时与温度很高的包壳接触后迅速蒸发，沸腾过热过于剧烈，产生的蒸汽夹带大量的水滴并向上流动，并对其接触过的元件表面进行预冷，使其温度降低，由于程序计算的蒸汽质量流量相比试验结果偏大，导致PCT偏低。
致谢：
特别感谢中广核研究院有限公司为本研究提供的主要用于LOCA类事故及DEC（Design Extension Conditions）-A事故安全分析的LOCUST软件。
-
图 3 下降段整体压降变化曲线
Figure 3. Variation Curve of Overall Pressure Drop in Descending Section
图 6 堆芯平均通道1.015 m处包壳温度变化曲线
Figure 6. Variation Curve of Cladding Temperature at 1.015 m of Core Average Channel
表 1 CCTF C2-SH2（Run54）试验参数表[3]
Table 1. Test Parameters Table of CCTF C2-SH2(Run54)
序号 参数 数值 1 堆芯功率/MW 7.87 2 安全壳压力/MPa 0.2 3 蒸汽发生器二次侧压力/MPa 5.3 4 ECC冷却剂温度/K 310 5 蒸汽发生器二次侧温度/K 539 6 蓄压安注注水流量/(m3·s−1) 注入下腔室 0.104 注入冷管段 0.088 7 低压安注注水流量/(m3·s−1) 0.011 
下载: 导出CSV
表 2 CCTF压力容器建模类型和数量
Table 2. CCTF Pressure Vessel Modeling Type and Quantity
区域 部件类型 数量 流体区域 环管部件（Annulus） 8 分支部件（Branch） 10 圆管部件（Pipe） 12 多连接件（Multiple Junction） 6 单一控制体（Single Volume） 2 单一连接件（Single Junction） 2 时间控制体（Time Dependent Volume） 1 时间连接件（Time Dependent Junction） 1 固体区域 热构件（Heat Structures） 44
下载: 导出CSV
表 3 CCTF C2-SH2（Run54）工况初始条件和边界条件参数表[3]
Table 3. Initial Condition and Boundary Condition Parameter Table of CCTF C2-SH2 (Run54) Working Condition
序号 参数 数值 1 总功率/MW 7.87 2 平均线功率/(kW·m−1) 1.18 3 堆芯轴向功率分布（A∶B∶C） 1.37∶1.20∶0.76 4 安全壳压力/MPa 0.2 5 蒸汽发生器模拟器二次侧压力/MPa 5.3 6 下降段壁面温度/K 468 7 主环路管道壁面温度/K 406 8 蒸汽发生器模拟器二次侧温度/K 539 9 下腔室冷却剂温度/K 394 10 ECC冷却剂温度/K 310 11 压力容器内部温度/K 423 12 下腔室水位/m 0.86 13 蒸汽发生器模拟器二次侧水位/m 7.4 14 蓄压安注注水速度/(m3·s−1) 注入下腔室 0.104 注入冷段 0.088 15 低压安注注水速度/(m3·s−1) 0.011
下载: 导出CSV
-
[1] OKUBO T, IGUCHI T, MURAO Y. Experimental study on difference in reflood core heat transfer among CCTF, FLECHT-SET and predicted with FLECHT correlation[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 1994, 31(8): 839-849. doi: 10.1080/18811248.1994.9735230 [2] IWAMURA T, OSAKABE M, SUDO Y. Effects of radial core power profile on core thermo-hydraulic behavior during reflood phase in PWR-LOCAs[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 1983, 20(9): 743-751. doi: 10.1080/18811248.1983.9733461 [3] IGUCHI T, SUGIMOTO J, AKIMOTO H, et al. Evaluation report on CCTF Core-II reflood test second shakedown test C2-SH2 (Run54): JAERI-M 85-025[R]. Japan: Japan Atomic Energy Research Institute, 1985. [4] IGUCHI T, MURAO Y, AKIMOTO H. Assessment of core radial power profile effect model for REFLA code by using CCTF data[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 1987, 24(7): 536-546. doi: 10.1080/18811248.1987.9735844 -
下载:
计量
- 文章访问数: 356
- HTML全文浏览量: 91
- PDF下载量: 33
- 被引次数: 0
