再淹没试验装置的RELAP5-MOD3.4程序模拟分析

1、    再淹没试验装置的relap5/mod3.4程序模拟分析    杨寒【摘 要】准确计算再淹没过程燃料元件温度分布是评价应急堆芯冷却系统的有效性和估算反应堆安全裕度的关键。结合再淹没装置，利用系统分析程序relap5/mod3.4分别对低流量下和高流量下的再淹没试验进行模拟分析。结果表明：（1）对于低流量的再淹没，计算的加热棒峰值表面温度略低于实验值，但是骤冷时间相差不多；计算的系统总质量比实验值偏低。（2）对于高流量的再淹没，再淹没初期计算的加热棒峰值表面温度，骤冷时间与试验符合较好；计算的系统总质量比试验值偏低。relap5程序基本能预测再淹没过

2、程中的热工水力现象，但是在再淹没传热计算模型方面还有待改进。【关键词】堆芯冷却；再淹没；relap50 引言应急堆芯冷却系统主要关心的是发生失水事故或者长期衰变热排出过程中，堆芯是否有足够的传热能力。技术上关注的领域包括：再淹没（大破口失水事故）、堆芯裸露（小破口失水事故）和自然循环（长期冷却）。在大破口事故下反应堆冷却剂丧失，堆芯元件可能全部或部分裸露，元件温度最高值正是出现在这个阶段。relap5是通用的轻水堆瞬态分析计算程序，适用于轻水堆系统所有瞬态和假想事故（包括小破口失水事故、大破口失水事故和所有瞬态事故）的模拟计算1。它由爱达荷国家工程实验室（inel）为美国核管会（usnrc）研

3、制开发，可用于规程制定、安全审评计算、事故缓解评价、操纵员规程评价和实验计划分析等各个方面。当前，由于对再淹没过程中两相流动传热行为的认识并不充分，现有安全分析程序模型存在较大的计算不确定性，评价反应堆安全系统的有效性是以牺牲安全裕度为代价的。为分析再淹没的物理过程及后果，确保反应堆安全，必须建立合适的模型进行瞬态特性分析及计算，并用一系列试验来校核计算结果2-4。flecht-seaset（全尺度应急堆芯冷却换热分离效应试验和系统效应试验）是研究再淹没，堆芯裸露和自然循环相关热工水力特性的试验装置，试验得到的再淹没换热试验数据可帮助人们进一步理解再淹没传热机制，发展新的传热模型。本文用rel

4、ap5/mod3.4程序对flecht-seaset中的低流量再淹没试验和高流量再淹没试验进行模拟计算分析，并将计算结果与实验结果进行比较，以评价realp5程序中相应模型的适用性。1 flecht-seaset装置1.1 装置描述flecht-seaset试验装置由美国核管会（nrc），美国电力研究协会（epri）和西屋公司共同建造，旨在获得在假想事故下（再淹没，堆芯沸腾和自然循环）压水堆的换热和两相流动的实验数据2。试验装置主要包括安注箱、试验段，蒸汽分离器，夹带箱。试验装置的主要部件是一个带有上、下腔室的低质量的圆柱形外罩（内径0.19m，长3.89m）。试验段包括161根燃料棒、16根

5、套管、8根填料，加热棒的长度为3.66m，流道截面积为0.015478m2。加热棒束全尺寸模拟压水堆典型的17×17的结构。加热棒的初始温度为1140k，初始平均线功率为2.3kw/m，径向功率均匀分布，轴向功率按余弦规律分布。加压的水从体积为1.51m3的安注箱流出，经过流量再分配裙座进入试验段外罩。冷却水初始温度为325k，被试验段加热后从上腔室流出，压力为0.28mpa。试验段压力通过电蒸汽锅炉建立，液体流出试验段后经蒸汽分离器进行分离，蒸汽排出，液体由夹带罐收集。当有两个热电偶温度升至1144k（时间为80s左右）时，开始再淹没注入，加热功率开始随时间衰减。表1 试验段主要结

6、构的参数1.2 flecht-seaset实验内容目前，已在flecht-seaset装置上进行了一系列试验，研究不同试验参数，比如，再淹没速率、系统压力、初始加热棒温度、过冷度、峰值功率等对再淹没流动和换热特性的影响，获得了燃料棒峰值包壳温度、骤冷时间、传热系数、入口淹没速度、总质量、试验段压降、空泡份额、套管壁面和蒸汽温度、乏汽和液体携带率等数据。flecht-seaset装置上进行的试验分为强迫驱动再淹没与重力驱动再淹没。本文将针对强迫驱动再淹没试验中的31504试验（低流量的再淹没试验）和31701试验（高流量的再淹没试验），来进行相关模型的验证。2 relap建模建立针对试验装置，用

7、relap5/mod3.4程序进行建模计算。控制体节点划分示于图1。管部件pipe代表试验段，共划分为20个控制体；分别用上、下两个时间相关控制体tmdpvol定义上腔室和下腔室的边界条件流体状态；时间相关接管tmdpjun定义连接下腔室和外罩流体接管的流动状态。试验段加热棒的加热功率随时间衰减，用来作为热构件的输入。对试验段控制体划分敏感性分析，分别划分为10，20，30个控制体。敏感性分析结果表明，对于本装置而言，不同数目的控制体划分对计算结果影响不大，因此取节点数为20。3 结果分析3.1 31504试验低流量的再淹没试验31504试验的边界条件：入口边界：pin=2.76mpa，tin

8、=326k；再淹没的注入速率u=0.0246m/s；出口边界：pout=0.28mpa；不同高度加热棒的表面温度计算值和实验值：在轴向高度h=1.83m（加热棒的中心），计算的表面温度趋势与实验值是一致的，骤冷时间与实验值吻合较好，但是包壳峰值温度比实验值低。在h=1.23m，计算的包壳峰值温度比试验值高，骤冷时间比实验值有所延迟。在h=3.08m，也呈现同样的规律：计算的包壳峰值温度比实验值高，骤冷时间延后，且偏差较大。可能的原因是再淹没的初期的传热是（下转第270页）（上接第271页）临界后的传热关系式，但是由于国际上对临界后传热的机理的认识还不够深入，并没有建立比较好传热模型，而rela

9、p5对这一区域的传热计算也是相当粗糙的，因此，需要对临界后传热模型进行改进。 进一步分析加热棒中心面上蒸汽温度分布，总的系统质量装量，以及含气率随时间的变化。由于relap5程序过低计算了加热棒表面温度，使得计算的蒸汽温度比实验值偏低。程序计算系统总质量比实验值偏低，说明更多的液体流出了系统。程序计算的加热棒中心面上含气率的变化情况与实验值趋势是一致的，在t250s之后，计算值基本偏高。3.2 31701试验高流量的再淹没试验31701试验的边界条件：入口边界：pin=2.76mpa，tin=326k；再淹没的注入速率u=0.155m/s；出口边界：pout=0.28mpa；计算得到的加热棒表

10、面温度和系统总质量的变化情况分布。加热棒中心面的温度分布与试验符合较好，比实验值略高，骤冷时间相差不多。计算的总质量装量比试验值偏低，从而使冷却能力弱化，元件表面温度略微偏高。15s之前，程序计算的流体质量比试验值偏高，导致棒温比试验值低。65s之后，与试验值较吻合。4 结论本文采用系统分析程序relap5/mod3.4，结合再淹没装置flecht-seaset进行了研究，分别计算了低流量再淹没试验和高流量再淹没试验工况，得出以下结论：（1）程序能够预测出再淹没过程中主要的热工水力现象，比如开始加热棒几乎绝热被加热，表面温度直线上升；随冷却水的注入，加热棒升温速度减慢，出现峰值，直至最后被骤冷

11、前沿淹没，表面温度快速下降。（2）对于低流量的再淹没，加热棒中心面的表面温度峰值低于实验值，但是骤冷时间相差不多；加热棒中心面以上及以下的表面温度峰值高于实验值，骤冷时间有所推迟，计算的系统总质量比实验值偏低。（3）对于高流量的再淹没，再淹没初期计算的加热棒中心面的表面温度与试验符合较好，比实验值略高，骤冷时间相差不多。计算的总质量装量比试验值偏低。【参考文献】1usnrc，2001.relap/mod3.3codemanual.nureg/cr-5535/rev1z.2pri. pwr flecht seaset unblocked bundle， forced and gravity re

12、flood task data evaluation and analysis reportr.1982.3yun-sik park. a separate effect test on the cooling behavior in a pressurized water reactor core under a low reflooding rate condition by using atlas and relap5/mod3.3 code assessmentj.annals of nuclear energy 38， 2011.4c. rod bundle heat transfer test facility test plan