非能动余热排出系统瞬态分析_臧希年

ISSN1000-0054CN11-2223/N　清华大学学报(自然科学版)JTsinghuaUniv(Sci&Tech),2000年第40卷第10期2000,Vol.40,No.106/33
2023
　

非能动余热排出系统瞬态分析
臧希年,　黄　冰,　郭卫军
(清华大学工程物理系,北京100084)

收稿日期:1999-09-09
作者简介:臧希年(1946-),男(汉),河北,教授。

文　摘:针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非
能动余热排出系统不方便的问题,开发了一种简便的分析工
具—SGSPRHR程序,用来分析全厂断电事故发生后反应堆
3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模
型,而对一回路和空气回路使用单相流体模型,采用非线性
二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明:烟囱高度增加,
空冷器面积增大,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增
强。计算结果与理论分析相一致。
关键词:核动力堆;自然循环;余热排出;瞬态分析
中图分类号:TL364文献标识码:A
文章编号:1000-0054(2000)10-0020-04

核动力堆的余热排出对核电厂的安全至关重
要。现有的核电厂专门设计余热排出系统履行这种
安全功能。该系统中,若能靠自然循环排出余热,系
统就具备了固有的安全性;若采用强迫循环,应急
电源是不可缺少的。本文所分析的系统有三重回路,
能量与动量传递之间存在强烈的耦合作用,用现有
的一些大型电站系统分析程序象RETRAN,
RELAP
等处理这类问题往往要花费大量的人力和
时间。为此,本文作者开发了一种简便的分析工具—
SGSPRHR程序用来分析全厂断电事故发生后的瞬
态行为。结果表明,系统可以按期望的要求排出衰变
热。此外,还对对排出余热能力有较大影响的参数如
冷热芯高差、烟囱高度和空冷器传热面积作了敏感
性分析。

1　系统描述
非能动余热排出系统的流程图见图1。它由3
个回路组成:a)反应堆冷却剂系统,此系统将堆芯
的衰变热传给蒸汽发生器二次侧;b)由蒸汽发生

器、空气冷却器和应急给水箱等组成的汽水回路;
c
)空气回路。

图1　非能动余热排出系统流程图
全厂断电事故发生后,保护系统实行紧急停堆,
汽机关闭。蒸汽发生器二次侧压力上升,安全阀开
启;同时应急给水箱隔离阀打开向蒸发器补水。给
水吸收热量后蒸发,蒸汽流经空冷器凝结成水,凝结
水靠重力回到蒸汽发生器,在烟囱中被加热的空气
上升,冷空气进入烟囱。衰变热在此循环中被排到
环境。

2　数学物理模型
采用一维模型,将质量、能量、动量守恒方程用
于上述系统。

2.1　蒸汽发生器
一次侧能量方程为

dH
1

dt
=U1U1-qm,19H19zQ1A1,(1)

式中:H为流体焓,U为热流密度,U为热周长,
Q
为流体密度,A为流道横截面积,qm为质量流量,脚标1表示一回路。二次侧传热区能量方程为dHUdt=UUUU+dpsdtAU-qm,s9HU9zQUAU,(2)式中:脚标U表示U形管加热区,脚标s表示蒸发器二次侧。水位方程为dLdt=qm,fw+qm,afw-xoutqm,sAdcQdc-LQdc9Qdc9pdpdt+9Qdc9HdcdHdcdt,(3)式中:L为水位,x表示含汽量,脚标dc表示下降通道,fw和afw分别表示给水和应急给水,out表示加热区出口。下降通道流体的焓方程为dHdcdt=[(1-xout)qm,sHf+qm,fwHfw+qm,afwHafw-qm,sHdc]-(qm,fw+qm,afw-xoutqm,s)HdcAdcQdcL.(4) 动量方程为dqm,sdt=(B-$pf-$ploc-$pdrift)/∮dzA,(5)式中:$pdrift=∫99zQf-QQ-QgõQfQgQ(1-A)2õxqA,sAQg-(1-x)qA,s(1-A)Qf2,(6)式中:$pdrift为漂移流压降[1],$ploc为形阻压降,$pf为摩擦压降,qA,s表示汽水混合物质量流速,B表示浮升驱动头,A为空泡份额,脚标g和f分别为饱和汽和饱和液。压力方程为dpsdt=xoutqm,s-qm,out-qm,rvVSDdQgdp,(7)式中:qm,rv为经安全阀释放的质量流量,VSD为汽室体积。2.2　二回路动量方程dqm,EACdt=-∮UWfWq2m,EAC2QA3dz-∮Qgdz-6ifloc,i2QiA2iq2m,EAC∮dzA,(8)式中:fW为摩擦阻力因数,UW为湿周长,脚标EAC
标识通过空冷器的流量。

2.3　空冷器能量方程
1)汽侧

dH
EAC

dt
=qm,EACUEAC-qm,EAC9HEAC9zQEACAEAC.(9)

2)空气侧
dT
a

dt
=[5a-2qm,a(Ta-Ta,in)Cp,a]/(VaQacp,a).

(10)
式中:cp,a为空气比热容,Va为空冷器外侧管间体
积,5a为由汽侧传过的热量,脚标a表示空气。

2.4　空气回路动量方程
dqm,adt=-∮Qgdz-∮UWfWq
2
m,a
2QA
3
dz-

6
ifloc,i2QiA2i
q
2

m,a
∮dzA-∮

Qgdz=

[(LEAC+Lt)Qa,in-LEACQEAC-QtLt]g,(11)
式中:Lt和LEAC分别为空冷器高度和空冷器上方烟
囱高度。

2.5　管道和腔室模型
除上述设备模型外,各回路有管道和腔室,这些
部件采用延迟模型,假定绝热,延迟方程为

m=dHdt=qm(Hin-H),(12)
式中:m为控制体内流体质量,Hin为进入控制体的
流体焓。
限于篇幅,结构关系式从略,可参见文[2]。
3　数值方法
考虑到3个回路间动量传递和能量传递的强烈
耦合,采用联立求解,对上述方程中空间导数项离散
处理后,得到下述常微分方程:
dYdt=Ft,Y,dY
dt
,

Y(t=0)=Y0.
(13)

因此,整个系统的动态仿真归结为解一个初值问题。
对于刚性方程组,传统的是采用Gear算法。本文采
用了非线性二阶算法[3]并获得了成功,这种算法具
有A稳定性,它可以表示为

yn+1=yn+hftn+12h,yn+12hynfnyn-12hfn.
(14)

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臧希年,等:　非能动余热排出系统瞬态分析
4　瞬态分析
4.1　假设和计算条件
核电厂在正常功率运行时,绝大多数蒸汽送至
汽轮机。空冷器下游的气动隔离阀关闭,但有一股很
小的蒸汽流量(相当于额定功率时主蒸汽流量的
0.05%)进入空冷器,在这里它被凝结成水,凝结水
流经节流孔板回到蒸汽发生器,这种工况称为微循
环方式。
根据单一故障准则,假定事故发生后一回路只
有一个环路是可用的。事故后,稳压器加热和喷淋系
统不工作。
计算所用的主要参数如下:
堆额定热功率为1.93GW;一回路系统环路数
目为2个;每台蒸汽发生器传热面积为5631m2;
每台空冷器传热面积为671m2(设计传热能力为额
定热功率的2%);蒸汽发生器和空冷器中心平面高
差为15m;空冷器上方烟囱高度为20m;起始环
境温度为35℃。

4.2　计算结果及讨论
计算中,核电厂在额定功率下稳态运行10
s

后,引入全厂断电事故。事故发生后,主泵和给水泵
断电,同时停堆、停汽机。堆功率开始按衰变功率变
化,主泵经短时间惰转停运,一回路进入自然循环
(见图2)。二回路蒸汽需求的突然完全丧失引起蒸
发器压力p陡升,达安全阀定值点时,安全阀开启,
阀开启引起压力下降又关上,形成压力曲线中锯齿
形(图2),随后出现压力的大幅度下降,这是由于从
应急给水箱注入的冷水使蒸汽发生器内沸腾段缩
短,从而使出口含汽率减少,之后压力又回升至一定水平。蒸发器水位L因事故后应急给水箱的触发而持续上升(计算中补给水流量大于安全阀泄放流量)(图2)。二回路蒸汽流量qm,s在汽水密度差形成的驱动压头作用下骤然上升(图3),类似地空气回路流量qm,a和空冷器外侧空气温度Ha迅速上升(图3)。约100s后,除蒸发器压力外,参数变化趋于平缓。图4给出了系统投入200s后衰变功率及传递功率随时间的变化,如果把系统投入至衰变功率等于空冷器传热功率的时间称为过渡期,由图可见,经815s的过渡期,衰变功率等于空冷器的传热功率,可以认为,此后系统可以顺利地排出余热。图2　一回路流量、蒸发器压力和水位曲线图3　空冷器内外侧流量及空气温度曲线图4　发热及传热随时间的变化4.3　敏感性分析为研究各因素对排热能力的影响,进行了敏感性分析。每次计算时,在基准参数的基础上分别改变
空冷器传热面积、蒸发器与空冷器之间的高差以及
空冷器上方烟囱高度3个参数,计算结果见表1至
表3。

表1　空冷器上方烟囱高度对排热能力的影响

LEAC/m
过渡时间t/s排热能力/
%

17987.11.865
18857.51.949
19835.71.963
20815.51.976
21796.71.989

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表2　空冷器面积对排热能力的影响空冷器面积F/m2过渡时间t/s排热能力/%671815.51.976732809.51.98793649.62.084854580.42.181915547.12.261表3　空冷器与蒸发器高差对排热能力的影响高差$h/m过渡时间t/s排热能力/%141022.11.84815815.51.97618788.21.99420694.22.05522609.22.112结果表明烟囱高度增加,空冷器面积增大,冷热芯高差增加均使排热能力增强。定性来看,计算结果是合理的。5　结　论本文建立了一整套适于分析三重回路组成的非能动余热排出系统的数学模型,开发了瞬态分析程序SGSPRHR,对全厂断电事故进行了瞬态分析。计算结果与理论分析相一致。定性来看,本文所采用模型和方法是合理的。[参考文献]　References[1]IshiiM.OneDimensionalDrift-fluxModelandConstitutiveEquationsforRelativeMotionBetweenPhasesinVariousTwo-phaseFlowRegimes[R].ANL-77-47,ArgonneNationalLaboratory,1977.[2]郭卫军.AC-600非能动余热排出系统分析软件研制[D].北京:清华大学,1999.GuoWeijun.DevelopmentofAnalysisCodefor
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LiQingyang,YiDayi,WangNengchao.Modern
NumericalAnalysis[M].Beijing:HigherEducation
Press,1995.

Transientanalysesofpassive
residualheatremovalsystem

ZANGXi′nian,HUANGBing,GUOWeijun
(DepartmentofEngineeringPhysics,
TsinghuaUniversity,Beijing100084,China)

Abstract:Thepassiveresidualheatremovalsystemoften
cannotbeeasilyanalyzedwithexistingnuclearpowerplant
analysiscodes.Thereforeasimpleandconvenientcode
SGSPRHRwasdevelopedtoanalyzethetransientbehavior
ofthethreeloopsofapowerplantwhentheplant
under-goesatotallossofpoweraccident.A
one-dimensionaldriftfluxmixtureflowmodelwasusedfor
theanalysisofthesteam-waterloop,withasinglephase
fluidmodelappliedtothesinglephaseflowintheprimary
systemandtheairloop.Anon-linearsecondorder
algorithmwasusedtosolvethestiffequations.The
calculatedresultsshowthatincreasingthechimneyheight,
theaircoolerarea,ortheheightdifferencebetweensteam
generatorandtheaircoolerwillincreasetheheatremoval
capacityofthePRHRsystem.Thecomputationalresults
areconsistentwiththeoreticalanalyses.

Keywords:nuclearpowerreactor;naturalcirculation;
residualheatremoval;transientanalysis

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