1、科技视界Science&Technology VisionDOI：10.19694/ki.issn2095-2457.2022.30.12VVER 核电厂严重事故下蒸汽发生器传热管模型敏感性分析孙婧1孙晓晖1宋明强2王辉1（1.中国核电工程有限公司，北京100840；2.生态环境部核与辐射安全中心，北京100045）【摘要】与 传 统 压 水 堆 核 电 厂 相 比，采 用 卧 式U型 管 自 然 循 环 蒸 汽 发 生 器（SG）是VVER型 核 电 厂 的 一 个 显 著 特点。该类 型蒸 汽 发 生 器 结构的 模化以 及 对 安全 分 析的 影 响，一直 是 业 界 和核 安 全 审评
2、 重点 关注 的 问 题。本文 采用 严 重事 故 一 体 化 程 序，针 对 典 型VVER-1000型 反 应 堆 进 行 建 模，采 用 不 同 的SG传 热 模 型，分 析 了 初 始 事 件 为 全 厂 断 电 以及 一回 路大 破 口 失水 事 故引发 的严 重 事故 序 列，分 析 评估 了 两种 不 同 模 型对 事 故 的 影 响。结果表 明，在SBO事故 下 电厂 行 为 参 数 对 模 型 较 为 敏 感，大LOCA类 事 故 则 影 响 较 小；在 相 同 节 点 数 模 拟 情 况 下，等 效“平 板”模 型 可 以 更 为 现 实的 模拟SG一、二次 传热。【关 键
3、词】VVER-1000；卧 式蒸 汽发 生 器；全厂 断 电；大破 口失 水 事 故0引言VVER 型反应堆是由俄罗斯开发的压水堆核电技术，欧洲包括匈牙利、芬兰、保加利亚等多个国家采用了VVER 堆型技术1。VVER 型核电厂主回路、安全系统、安全壳等设计与世界上其他大型压水堆有较大差异，始终是核电业界安全分析关注的重点2-6。VVER 型核电厂最显著的一个特点是采用了卧式 U 型管自然循环蒸汽发生器（SG），其优点是可以避免传热管与联箱结合部位的腐蚀破裂且可采用较简单的汽水分离装置。对于采用立式自然循环 U 形管蒸汽发生器的核电厂来说，在热工水力计算时，可以直接选择计算分析程序中“垂直圆柱”
4、型热构件，通过给水温度、压力、流量以及 SG 出口蒸汽匹配，得到与电厂较为符合的蒸汽发生器运行参数（包括二次侧液位、SG 一二次侧传热等）。卧式 U 型管自然循环蒸汽发生器传热管是水平布置的，根据目前多数计算分析程序中热构件模型，可采用“水平圆柱”热构件7-8或等效“平板”热构件两种方式。“水平圆柱”模型的优势是准确模拟了传热管热构件的几何特征，缺点是需要将传热管划分多层控制体才能更准确地模拟一二次侧传热；等效“平板”模型虽然需要对真实传热管热构件进行等效换算，不过可以采用较少控制体方案即可相对合理的模拟换热。鉴于两种模型各有优缺点，目前业界并未统一模拟方式。因此，有必要研究 SG 传热管不同
5、模拟方式对严重事故序列计算结果的影响。本文采用严重事故一体化程序针对典型 VVER-1000 型反应堆建模，蒸汽发生器传热管分别采用“水平圆柱”和等效“平板”两种模拟方法，计算了全厂断电以及一回路大破口失水事故引发的严重事故序列，对模型的敏感性进行了评估分析。作 者 简介：孙 婧，高级 工 程师，研 究方 向 为核 电 厂热 工 水 力 及严 重事故 分 析 方 面。核电之窗044Science&Technology Vision科技视界1计算模型1.1反应堆冷却剂系统本文建模和计算采用严重事故一体化程序，建模对象为典型 VVER-1000 型核电厂。该模型反应堆冷却剂系统模拟了 VVER-1
6、000 的 4 个环路，主要设备包括了反应堆压力容器、冷却剂主管道、蒸汽发生器、主泵、稳压器、波动管等。其中堆芯轴向划分了 7 个控制体，径向划分了 3 个控制体。特别的，在计算大破口失水事故（大LOCA）时，在环路 3 冷管段增加了一个控制体和流道以模拟一回路向安全壳的释放。1.2堆芯模型典型的 VVER-1000 型反应堆堆芯由 163 个燃料组件组成。堆芯模块与堆芯水力学控制体整体对应，共划分为轴向 15 个单元径向 3 个单元；为了更加精确，在活性区部分每个水力学控制体对应 2 个堆芯单元。下封头划分为轴向 3 个单元径向 4 个单元。1.3蒸汽发生器1.3.1传热模型计算程序中，热构
7、件中的传热方程为一维热传导方程，如式（1）所示：CP=Tt=1AxkATx()+U（1）式中 CP为体积热容，T 为温度，A 为传热面积，k 为热导率，U 为功率。对于 VVER-1000 蒸汽发生器传热管，一、二次侧介质均为水，在计算中根据对流换热形式的不同采用的计算公式如下：Nu=CRam+D（2）Nu=CRemPrn+D（3）式（2）针对当 Re21.0Gr 时自然对流计算，式（3）针对当 Re210.0Gr 时强迫对流计算。上式中 Re、Ra、Gr、Pr 均为流体力学无量纲数，C、m、n、D 为根据流动状态和热构件几何特征决定的常量。1.3.2“水平圆柱”热构件“水平圆柱”热构件模型如
8、图 1（a）所示。热构件与水力学结构控制体划分相对应，沿水平方向划分为 3 个、沿垂直方向划分为 3 层，布置在控制体的底部。其左边界为传热管的内径 0.0065m，热构件内部划分了 5 个节点。图1两种蒸汽发生器传热管热构件模型1.3.3等效“平板”热构件等效“平板”热构件如图 1（b）所示。与水力学控制体结构相对应的，“平板”沿水平方向划分了 3 个、沿垂直方向划分了 4 个。整个“平板”热构件布置在底部和顶部传热管之间。核电之窗045科技视界Science&Technology Vision2事故初始和假设条件2.1初始条件本文计算初始事故分别为全厂断电事故（SBO），以及等效直径为 8
9、50mm 的一回路大破口失水事故（大LOCA）叠加 SBO。因此，对于两个事故，在初始时所有能动安全系统均因全厂断电失效。计算工况如下所示：工况 1：SBO，SG 传热管“水平圆柱”模型；工况 2：SBO，SG 传热管等效“平板”模型；工况 3：大 LOCA+SBO，SG 传热管“水平圆柱”模型；工况 4：大 LOCA+SBO，SG 传热管等效“平板”模型。2.2假设条件4 个工况的假设条件如下：（1）反应堆紧急停堆成功；（2）4 台主泵停运；（3）稳压器加热器停运；（4）反应堆上充/下泄系统停运；（5）SG 主给水停运；（6）当一回路压力低于 5.88MPa 时安注箱冷却水自动注入压力容器；
10、（7）安注箱水位低（液位1.2m）时自动隔离。3计算结果与分析3.1全厂断电事故序列计算结果与分析表 1 给出了全厂断电事故 SG 传热管采用“水平圆柱”模型（工况 1）和等效“平板”模型（工况 2）的主要事件序列结果。从表 1 中可以看到，两种计算模型对事件序列时间结果有一定影响。全厂断电事故开始后，SG 二次侧通过 BRU-A 开启将蒸汽排放到环境带走一次侧的热量，使得一回路压力维持在 15MPa 左右。图 2 给出了一回路压力随时间的变化曲线。从图 2 可以看到，工况 1 和工况 2 在早期阶段有较大区别：工况 1 计算得到一回路升压时间从 3900s 开始，而工况 2 则是从 2900
11、s 开始，即“水平圆柱”模型计算得到的传热量较大。这是因为实际过程中，随着 SG 二次侧液位下降传热管逐渐裸露，一二次侧传热面积会减少，但在“水平圆柱”计算模型中，管道布置在控制体的底部，无法精确模拟传热管逐渐裸露的过程，最下方的圆柱管道完全浸没在二次侧水中的时间更长，导致传热量更大、传热被高估；而等效“平板”模型则可以模拟传热管逐渐裸露、传热面积减小的过程，因此计算的传热量较圆柱模型少，与实际情况更为接近。当 SG 二次侧不能带走一次侧热量后，一次侧压力开始上升到 18.63MPa 稳压器安全阀开启，此后，稳压器安全阀频繁的开启关闭直到下封头熔穿时结束。一回路冷却剂通过稳压器安全阀进入到安全
12、壳。图 3 给出了 SG 二次侧液位随时间变化曲线。工况 1“水平圆柱”模型传热量较大，SG 液位下降更快，在 7750s 左右排空；而工况 2“平板”模型液位下降稍慢，在 8800s 左右排空。当 SG 二次侧液位降到低于最低管道标高时，二次侧不再能带走一次侧热量；剩余的二次侧水随时间逐渐蒸发。事件时间/s工况 1工况 2发生全厂断电事故00BRU-A 开启66稳压器安全阀开启63454079爆破法破裂63484080安全壳压力大于 0.12MPa97449736H2 开始剧烈产生1522815228燃料温度大于 12001560415632堆芯完全坍塌1683816894下封头熔穿2072
13、522520计算结束2700027000表1全厂断电事故工况1和工况2主要事件序列核电之窗046Science&Technology Vision科技视界图 4 给出了堆芯活性区液位。一回路冷却剂随着稳压器安全阀的开启逐渐丧失，在 10812s 左右堆芯开始裸露、直到 16700s 完全裸露。图 5 给出了堆芯氢气的产量。可以看到两种工况的堆芯液位变化和产氢结果基本是一致的。图2SBO事故一回路压力图3SBO事故SG二次侧液位图4SBO事故堆芯液位图5SBO事故氢气产量3.2一回路大破口失水事故序列计算结果与分析表 2 给出了大 LOCA 叠加全厂断电事故 SG 传热管采用“水平圆柱”模型（工
14、况 3）和等效“平板”模型（工况4）的主要事件序列结果。从表 2 中可以看到，两种计算模型的结果基本一致。一回路大破口发生在主泵和压力容器直接注入管线之间。事故发生后，反应堆紧急停堆成功；因为初始同时全厂断电，反应堆 4 台主泵停运、SG 主给水停运。大破口使得一回路冷却剂快速向安全壳释放。随着冷却剂的大量释放，一回路在（删除在字）快速卸压，当一回路压力下降到低于 5.88MPa 时，安注箱水自动注入。图 7 中氢气从 680s 开始大量产生，最终达到了 330kg 左右。通过对比可以看到，工况 3 和工况 4 一回路相关参数基本一致、差别仅有几秒，这是因为大 LOCA 事故时二次侧对一回路影
15、响较小，因此 SG 的传热形式影响也就可以忽略。4结语本文采用严重事故一体化程序，为典型 VVER-事件时间/s工况 3工况 4大 LOCA 叠加 SBO00主泵停运00安注箱开始注入66汽轮机停运11.611.6稳压器排空2727安注箱停止注入6767氢气开始产生680680堆芯开始破损20132014堆芯完全裸露42504534下封头失效1077010062计算结束1200012000表2全厂断电事故工况3和工况4主要事件序列核电之窗047科技视界Science&Technology Vision1000 型核电厂建模，采用 SG 传热管“水平圆柱”和等效“平板”两种模型，分别计算了全厂断
16、电事故和一回路大破口失水事故诱发的严重事故序列。通过对比分析，得到如下结论：（1）对于 SBO 事故，由于事故序列进程对一二次侧传热较敏感、则对热构件模拟方式较敏感。在相同量级的控制体划分情况下，“水平圆柱”模型会高估一二次侧的传热、而等效“平板”模型可较为现实的模拟一二次侧传热，因此得到的一回路和二回路相关参数有较大差异，但对严重事故相关参数以及安全壳参数影响并不显著；（2）对于大 LOCA 事故，由于二次侧对一次侧影响较小，因此传热模型的模拟方式的影响也微乎其微，对比计算得到的热工水力各参数较为一致。本文结论和经验可推广至 VVER-1200 机组，在 VVER 机型卧式蒸汽发生器模拟时，应注意不同热构件模拟方式带来的影响，并根据计算目的选择适合的计算模型。图6大LOCA事故一回路压力图7大LOCA氢气产量【参考文献】1刘展，荣健，张利，等.国内外大型先进三代压水堆设计分析J.核电论坛，2020，3（1）：403-407.2Ruscak M，Mazzini G，Dambrosio A，et al.Methodology for Calculating Minor Radioacti
