堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响_林萍.pdf
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1、 第 卷第 期压 力 容 器 年 月:设 计 计 算堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响林 萍,杨森皓,陈旭鹏,银建中,韩志远,谢国山(大连理工大学 化工学院,辽宁大连;中国特种设备检测研究院,北京)摘 要:研究了承压热冲击()事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器()安全分析的影响。基于 三回路反应堆压力容器,对 小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下 内堆芯衰变热随时间的变化函数,得到变化堆芯衰变热影响下冷却剂经过堆芯后的温升、三回路模型安注流动轨迹、确定 环腔内温度最低点(冷点)的位置,并在此处施加裂纹影响,得到变化堆芯衰变热影响下应力强度因子分析结果
2、,并与 堆芯衰变热结果进行比较。结果表明,在本瞬态工况下变化的堆芯衰变热对流经的冷却剂有明显的升温作用,内壁应力也有 的增幅,应力强度因子有 的增幅。关键词:反应堆压力容器;堆芯衰变热;小破口失水事故;承压热冲击中图分类号:;文献标志码:,(,;,):()(),(),:();()收稿日期:修稿日期:基金项目:国家重点研发计划项目()引言安全性是核电研究的重中之重,反应堆压力容器()作为核电站中包容反应堆活性区的重要设备和安全屏障,长期在高温高压高辐照的恶劣工况下服役。当失水事故()发生时,反应堆快速停堆,主冷却剂流量降低,应急堆芯冷却系统()启动,低温安注水大量注入环腔,产生较大温度梯度,进而
3、产生热应力,与压力的共同作用下产生承压热冲击()现象,使 内壁产生裂纹缺陷并持续扩展或使原有缺陷出现扩展,甚至有泄漏风险。因而如何更精确地评估林 萍,等:堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响 现象下 的完整性,是目前亟待解决的问题。工况下,反应堆停堆后由于堆芯内剩余裂变和中子俘获产物衰变产生功率,其功率是一个逐渐下降的过程,开始时下降速度很快,达到一定数值后,下降速度变得缓慢。虽然此值只有稳态功率的百分之几,但仍然对壁面温度的变化有阻碍作用,直接影响 分析结果。马梓淇等在对 型号的 在 事故下的热应力数值模拟时,考虑了 堆芯热功率的影响。杨森皓等基于三回路 模型,进行了 瞬态模拟与断裂分
4、析,也设置了 的堆芯衰变热,并对比了传统无堆芯衰变热的计算结果,得到两种 事故工况下的衰变热的影响情况。文献 中均考虑了衰变热的因素,但是所用的衰变热绝对值偏小,且未考虑衰变热是动态变化的过程。在运行过程中,堆芯区域由于快中子长期辐照导致 材料脆化,韧脆转变温度升高。为防止母材的腐蚀和脆化,在堆芯区域 内壁有一层厚度 的奥氏体不锈钢材料作为堆焊层。堆焊层的相关材料参数与母材材料参数不同,对分析结果有一定影响。本文在前人研究基础上,基于 三回路压水堆,对 小破口失水事故()工况进行计算;在热工水力计算中,考虑停堆后变化的堆芯衰变热的作用,分析事故下冷却剂流动轨迹、内壁冷却路径,在冷点处假设裂纹进
5、行断裂力学分析;再通过与 堆芯衰变热功率计算结果比较,得到变化堆芯衰变热对同一工况的影响结果。数值计算模型 物理模型基于 三回路压水堆,应用三维绘图软件 进 行 几 何 建 模。外 部 壳 体 设 计 高 度 为 ,外径 ,壁厚,堆焊层厚度 ,壳体内包裹堆芯区域及其他附件,由于其实际结构较复杂,建模过程中进行了相应的简化。如图 所示,其上方交错设置 个进水管和 个出水管,其下方设置 个安注接管(),采用文丘里管形式。低温安注水经由 注入 环腔内,与腔内原有流体混合,流经下腔室,通过流量分配裙分配流量后,经由堆芯支撑键流入堆芯、带走热量,再从热段出水口流出。将几何模型导入 中,进行 划分成多个比
6、较规则的形状,有利于后续划分高质量网格,并进行流体填充。进行网格划分时,综合考虑计算精度与计算要求,对 等处进行了网格加密处理,最终划分网格数约 万。图 物理模型 堆芯衰变热计算反应堆停堆后功率包括剩余裂变产生的功率和中子俘获产物产生的功率。停堆后的功率()与停堆前功率 ()相对变化可表示为式(),式中右侧第一项是剩余裂变功率,第二项是衰变功率。()()()()()()()()()式中,为停堆时间,;(),()为停堆前和停堆后 时刻的中子密度,中子;()为停堆后 时刻的衰变功率,。以低浓缩 作为燃料的轻水堆相对中子密度随时间的变化情况为:()()()()图 内单位体积堆芯衰变热功率变化情况 .
7、,.,本文选用的 正常运行功率 ,计算时假设停堆前反应堆已经运行了无限长的时间,由于在计算中忽略了其他俘获产物的衰变功率,故将最终计算结果乘以 的安全系数。本文堆芯体积为 ,最终得到 内单位体积的堆芯衰变热功率如图 所示。控制方程环腔内流体假设为粘性不可压缩湍流模型,其基本方程为 时均方程,选择 两方程模型,此模型 是与 有关的公式。耗散率传输方程相较标准模型在生成项处不包含,减少项中不具有奇异性。湍流模型控制方程如下:()()()()()()|()式中,为流体粘性系数,(),其中 ();,为由平均速度梯度、浮力引起的湍流动能,;,为湍流动能、湍流耗散率 的普朗特数,;,为常数,(),其中 。
8、流体域计算的温度、压力等参数与壁面的耦合边界上,要满足温度和热流密度的连续性条件:()式中,为交界面两侧流体、固体的网格节点温度;,为流体、固体两侧的热流密度。冷却剂与 接触,热量传递主要形式为对流换热及热传导,对流换热边界条件为:|()|()式中,为流体和固体间的表面对流换热系数,();,为 壁面温度、流体温度,。固体传热方程为:()()式中,为材料密度,;为材料的定压比热容,();为 材 料 的 导 热 系 数,();为堆芯单位体积释热率,与堆芯热功率有关,。求解设置 事故工况本文计算的 工况是 小破口失水事故工况,该工况下的输入温度、压力条件见图,在冷段进水口设置流量、温度入口,热段作为
9、压力出口。接口安注水温度为 ,小破口失水事故中 以压力作为触发条件,触发堆芯补水箱(),在 时内压下降到蓄压安注箱()的触发条件,具体参数见表。图 小破口失水事故输入条件 表 冷却剂注入各项参数 参数数值安注流量()();()安注水温 冷段入口流量()条件设置基于 平台进行流体仿真计算,堆芯简化为多孔模型,将冷却剂、堆芯、外壳、堆焊层划分为 个区域,通过设置 型、型和 型的交界面,实现不同区域之间的耦合。外壳和堆焊层两者均设置为固体域,壳体、接管和主要结构材料为(),堆焊层材料为奥氏体不锈钢,材料物性参数分别如表、表 所示。外壁绝热,材料计算模型应用双线性等向强化的弹塑性模型。冷却剂为流体域,
10、介质为水,水的物性采用林 萍,等:堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响 标准计算,初始采用温度 、压力 时的值,在计算中考虑浮力的影响,水的物性随温度、压力变化。堆芯材料为二氧化铀和锆锡合金陶瓷芯块,堆芯为多孔域,流动损失系数 ,横向损失系数 ,设置的热源项为随时间变化的函数(见图)。表 材料参数 参数温度 密度()比热容()导热系数()弹性模量()泊松比 热胀系数 屈服强度()表 堆焊层材料参数 参数温度 密度()比热容()导热系数()弹性模量()泊松比 热胀系数 屈服强度()结果分析 流动混合分析由于安注水在环腔内与原有冷却剂混合的同时伴随着热量的交换,因此,通过提取环腔内冷却剂温度
11、变化情况来分析安注水注入环腔后的流动轨迹。安注水注入环腔后的温度变化情况如图 所示。图 安注水在环腔内流动混合情况 .,.,当只有 启动时,安注水流速较小,安注外轮廓轨迹近似为一条直线;随着安注时间变长,安注流体与环腔内冷却剂在环腔下部混合,且逐渐向整个环腔的周向区域扩散。时,启动,安注流速增大,安注水流动轨迹近似为等腰三角形;随着安注时间的增加,等腰三角形的顶角更大,环腔内安注水大范围扩散,环腔内混合水温开始逐渐降低,二者混合逐渐均匀。安注水流经环腔与冷却剂混合后,经由下腔室流入堆芯。从堆芯中部横截面位置的温度分布图(见图()可以看出,堆芯内水温最高的区域集中在中心轴线附近,所以在堆芯中心线
12、处沿 到(从下到上,见图 ()提取轴向上的温度。图 提取堆芯温度的路径确定 图 示出 路径上堆芯多孔域温度的变化情况,对路径长度进行了归一化无量纲处理,即 点为,点为。图 冷却剂沿堆芯轴线温度变化 由于前 堆芯衰变热功率较大,堆芯温度不能完全排除,堆芯的加热有一定的累加、滞后性。时,低温安注水仅有少量与原有冷却剂混合后到达堆芯,堆芯主要冷却剂还是温度比较高的一回路冷却水,此时堆芯热功率大,水温升高达到该压力下的饱和温度后,换热能力下降,只有 点受冷却较明显。时,伴随着前期高热功率的累积,堆芯温度仍然在升高,但堆芯周围冷却剂逐渐循环带走下方部分热量,点温差最大为 左右,与理论流体吸收热量计算公式
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