1000MW级压水堆安全壳压力温度计算分析
第24卷第5期 核动力工程 v0J．24．№．5
2 0 0 3年10月 NuclearPowerEngineering 0“．2 O O 3
文章编号：0258埘26(2003)05*0409-04
1 OOOMW级压水堆安全壳压力
温度计算分析 ‘
赵静，余红星，李锋
¨西拨动力研究设计院i殳计所．成都．6l∞4¨
摘要：使用计算机程序PARE0 9对157xL 1000Mw级压水堆核电厂安全壳的压力温度进行计算分析，
论ilI：安全壳的自由容积．并计算分析了安全壳自由容积为53163 T一时157xLl000Mw级压水堆核电厂安全
壳的压力和温度
关键词：压水堆核电厂；安全壳自由容积；安全壳压力和温度
中围分类号：讧j6“．3 ．。文献标识码：A
一
1前言
157xL 1000Mw级压水堆核电厂设计采用
了大容积压力壳和△75蒸汽发生器；一回路容积
比大亚湾核电厂约大5．64％；二回路水装量比大
亚湾核电厂约大5 m3。失水事故(LocA)和主蒸汽
管道断裂(MsLB)时，通过破口的质量和能量释
放，以及安全壳压力均比大亚湾核电厂的计算值
大，为了降低安全壳压力，需要增大安全壳自由
容积。1 57xL lO(】0Mw级压水堆核电厂安全壳的
高度比大亚湾核电厂增高3．5m，安全壳自由容积
为53163m3。安全壳为双层，内层为钢壳．外层
为混凝土壳。
本文对在失水事故工况下和主蒸汽管道断裂
工况下安全壳内压力和温度进行了计算分析。给
出了安全壳自由容积增加后安全壳峰值压力和峰
值温度．
2分析准则
(1)安全壳露点温度应低于安全壳设计温度
(145．01：)。
(2)安全壳压力峰值应低于安全壳设计压力
(o．52MPa)。
3分析方法
应用PAREo 9程序对安全壳压力、温度进行
计算分柝，计算反应堆冷却剂管道或二次侧管道
收稿日期：2002—08．19：修回日期：2003_05—20
破裂后下列参数随时间的变化：(D安全壳压力；
②安全壳大气和露点等温度；③作为热阱的结构
材料内的温度。
PAREo 9程序的主要输入数据包括：质能释
放数据、安全壳数据、专设安全设施数据、传热
系数数据。
PAREO 9程序中定义了下述热力学系统。
(1)气区：包含空气、蒸汽和氢气(如果有)的
混合物。其热力学状态由它们的温度、体积、能、
质量和分压决定。
(2)液区：与气区交换质量和能量的液体．其
热力学状态由其质量、温度和压力决定。
(3)热阱：指温度较低的、位于安全壳内的各
种结构材料。它们能够与气区、液区、以及其它
的热源进行热量交换。热阱的热力学状态由其热
力学性质(即导热系数，密度，比热)和作为厚度
的函数的温度定义。
BM也o 9程序模拟了下述区域的物理过程
(图1)。
(1)破口：①从破口进入气区的蒸汽传递；
②从破口进人液区的液体传递；(蛰进入气区的氢
气。
(2)热结构：(D气区和安全壳壁由对流而产生
的热交换；②气区和冷凝液膜之间由对流和冷凝
引起的热交换；③冷凝液膜(质量传递)；③冷凝
液膜同液区混合；⑤冷凝膜和壳壁之间的热交换；
万方数据
410 核动力工程 、b1．24．No．5．2003
然H箍授器¨一换器
巾问冷却水幕绕H应急生
壁．H兰
_J■订
图I PARE09程序模拟的物理模型
Fjg．1 Physi∞lMode DiagraIIlof眦EO 9Code
⑥安全壳和外界(大气和水)由对流引起的热交
换
(3)气区和液区之间的热交换：t饩区的过饱
和(液滴下落)；②蒸发；③沸腾；④对流换热。
系统之间质量和能量的传递．由考虑了蒸汽、
空气、液态水和热结构系统的温度(和压力)的微
分方程式计算。这些方程式包括：①水、蒸汽、
空气的状态方程；G频量守恒方程(在气区和在液
区)；⑧能量守恒方程(在气区和在液区)；(饩区
容积和液区容积与安全壳总的自由容积之间的容
积守恒
／
4失水事故(LOCA)工况下安全壳压力温
度计算
4．1事故描述
当反应堆冷却剂管道破裂时，通过破口释放
的流体的质量和能量在安全壳的自由空间中产生
蒸汽分压。由于安全壳内的较冷空气的冷凝换热
作用，使蒸汽分压减少÷随后，蒸汽强烈的加热
作用又会使空气分压上升。虽然蒸汽在安全壳壁
等热结构表面的冷凝传热会使蒸汽分压减少．但
是会在结构中产生热应力。
大破口失水事故可以分成以几个阶段：①喷
放期，这期间安全壳的压力和温度迅速升高，当
反应堆冷却剂系统泄压完成之后(大约20s)．第一
个压力峰值出现，喷放期时间很短，以至于安全
壳喷淋系统还来不及动作；②再注水期，质能释
放量很小；⑧堆芯再淹没期．冷却剂系统释放的
能量可能大于结构材料吸收的能量；④再淹没后
期．冷却剂系统释放的能量小于结构材料吸收的
能量，安全壳内压力温度逐渐下降；⑤长期再循
环期。
4-2计算数据
输入数据包括质能释放数据、安全壳数据和
专设安全设施的数据。
4．2．1 通过破口的质能释放 157xL压水堆核
电厂一回路的容积比大亚湾核电厂约大5．64％，
稳压器容积也不相同。针对这个情况，失水事故
分析计算中给出了质能释放数据。
4．2_2安全壳数据出于保守的考虑，选择各种
参数时使安全壳压力最大；对峰值压力有重大影
响的参数值通过敏感性分析来确定。安全壳数据
分成以下几类。
(1)安全壳大气初始条件：安全壳大气的初始
条件，由压力、温度和湿度3个参数决定。计算
中使用的初始压力是运行状态下的最大值(尸庐
o．11Ⅷ，a)，使空气的初始质量最大；初始温度取
运行条件下可能出现的最大值(幻=45℃)，减少结
构材料的吸热的影响；湿度对压力峰值影响很小，
选取0．10的湿度，以最大化空气质量。
(2)几何数据：选择各种热结构的体积和表面
积．使用的数值应考虑充分的裕量。
(3)自由容积：安全壳总体积减去位于安全壳
中的结构材料的体积后的容积。计算中使用最小
自由容积(53 163“)。
(4)热结构：安全壳内部的结构用F述保守的
方法模拟：结构材料质量最小化；涂于结构表面
的油漆层的厚度最大化．并采用较低的导热系数
(0．17wAn℃)，以便空气和冷壁间的传热最小；以
结构材料能储存的热量最小为目的选择结构材
料。
4_2．3专设安全设施数据安注系统由3台安注
箱、2台高压安注泵和2台低压安注泵组成。
安全壳喷淋系统的自动投入信号是安全壳压
力高H4信号，经过一定时间延迟后开始喷淋，
喷淋流量是222kg／s。
4_2．4传热系数壁面和空气一蒸汽混合物问使
用的传热系数可分述如下。
4．2．4l冷却荆系统管道大破口情况在反应堆
冷却剂喷放期间，安全壳大气的强烈的运动，为
热交换提供了良好的条件，TAGAMI推荐下述传
热系数凤
万方数据
赵静等：1000Mw级压水堆安全壳压力温度计算分析 4儿
帆(f)=圩。。。r“’岛”5 (1)
武中．，D为安全壳压力第一个峰值发生的时刻，s。
熊一由下述经验关系式给出
风。。=(可V0×岛)u。x O．77 (2)
式中，鼠～的单位为w椭21：；占为喷放期间释
放的能量，J；％为安全壳自由容积，m3。
在时间fn以后，紊流自然对流发生。
1IAGAMI推荐了下述传热系数
珧(f)=巩b“凤一+憾毗)exp一(卜叫旬) (3)
式中．孙表示传热系数减小的速率。
凤№=11356+283．9(蒸汽质量腔气质量)
巩h。的单位为w／m21：。
这个系数用于计算钢或涂油漆层的钢和水泥
构件表而的传热，计算的传热系数是保守的。
1’AGAMI关系式仅适用于计算结构表面和
冷凝液膜之间的热交换。这时，空气．蒸汽混合物
是饱和的或过热的，
4．24．2冷却荆系统管道小破口和所有二次侧蒸
汽管道破口 当安全壳压力上升较慢时．自然对
流发生此时应用F-列关系式计算壁面与安全壳
大气之间的传热系数
日。。产ll’35“283．9(蒸汽质量腔气质量) (4)
式中，风。。的单位为w，m。1：。
当壁面温度高于蒸汽露点温度时采用常数传
热系数(10 w，m21：)。
4．2．5其他的参数按照使计算结果偏于保守
的原则，假设安全壳的泄漏为零，这样对安全壳
压力的计算是保守的；假设外界的温度为常数，
并且是最大值(40c|【：)；不考虑安全壳内部的冷却。
4．3计算结果
应用PAREO 9程序分析计算了157xL安全
壳LocA下压力、温度随时间变化，安全壳的峰
值压力和温度值见表l。
计算表明，当安全壳自由容积值为53163m3
表l失水事故时安全壳自由容积与安全壳
压力温度峰值数据
1曲le 1 Fr∞、，oIume．Maximum Pmssure and 1砷·
pe嘣ure ofCon“nmcnt d嘶ng LOCA
时，热段双端断裂事故安全壳压力温度最高，安
全壳峰值压力为o．495MPa，安全壳大气峰值温度
为185℃，安全壳露点峰值温度为138．0℃
5主蒸汽管道断裂(MSLB)下安全壳压
力温度计算分析
5．1事故描述
对安全壳压力温度最不利的事故是主蒸汽管
道断裂是双端剪切断裂。这些破口的能量释放取
决于反应堆保护系统的动作和初始的反应堆运行
功率。根据单一故障准则，两种单一故障发生在
反应堆保护系统或工程安全设施中，也就是安全
壳喷淋系统一个系列失效；一个主给水控制阀失
效。
本文计算分析了主蒸汽管道断裂10种工况。
(1)安全壳喷淋系统一个系列失效：①热停
堆；②25％初始功率；③50％初始功率；③75％
初始功率；⑤102％初始功率。
(2)～个主给水控制阀失效：①热停堆；②25％
初始功率；③50％初始功率；④75％初始功率；
⑤102％初始功率。
5．2计算数据
数据和主要的假设为：主蒸汽管道断裂10
种工况下的质量能量释放数据、安全壳的结构数
据、材料的力学性质等，基本上与失水事故安全
壳计算相同。在主蒸汽管道断裂工况下，计算中
使用最小的自由容积为53】63mj。
主蒸汽管道断裂时安全壳自由容积与安全壳
压力温度峰值见表2。
5．3计算结果
在安全壳自由容积为53163 mj时，MsLB工
况下的峰值安全壳压力温度随时问变化。计算分
析结果表明：75％初始功率工况下，安全壳峰值
表2主蒸汽管道断裂时安全壳自由容积与
安全壳压力温度峰值
1砧1e 2 Free、blume．Maximum Prcssure and’rem-
pemnlreofCon嘶nmentd面ng MSLB
(下转第425页)
万方数据
李小燕等：蒸汽爆炸粗混合阶段冷液中高温球传热阻力耦台特性的实验研究 425
作者简介：
车小燕(1970__)，女．讲师，在职博士研究生。1998年3月毕业于上海交通大学核反应堆工程与安全专业．获硕
士学位．主要从事核电站严重事故，多相流动与传热等方面的教学科研工作。
杨燕华(1962—)．女．教授：1996年9月毕业于日本东京大学核工程专业+获博士学位、主要从事棱电站严重事
故．多相流动与传热等方面的教学科研工作。
陈宏(1卯扣一)．男，博士研究生。2000年毕业于上海交通大学核工程专业。主要从事核电站严重事故、多相流
动与传热方面的研究：
(责任编辑：孙华平)
(上接第411页)
压力最高(O．496MPa)；102％初始功率工况下，安
全壳大气温度最高(190．5℃)；75％初始功率工况
F，安全壳露点温度最高(139．51：)。以上3个工
况都是一个主给水控制阀失效。
6结论
当安全壳自由容积为53163 rn3时，在设计基
准事故失水事故和主蒸汽管道断裂工况下，安全
壳压力峰值最高为O．496 MPa，小于安全壳设计
压力(0．52h伊a)；安全壳峰值压力与安全壳设计压
力之间有4．7％的裕量。安全壳大气温度保持过热
仅几分钟。安全壳设计温度采用安全壳露点温度，
为145．01：。安全壳露点温度最高为139．5℃，低
于安全壳设计温度即安全壳露点温度145．0℃，能
确保安全壳的完整性和功能。
CalcuIatiOn and AnaIyses 0f COntainment Pressure and
Temperature fOr PWRl 000×L
zHA0 Jing，YU Hong—xing，U Feng
f Nuck甜nowefIIIstinl怔ofCmna-Ch明gdu．6l∞41．Chi衄)
AbStrad：the containment fbe v01ume containment pressure觚d temperature．C帅tai珈nent pressure
aIld temperature have been calculated and analyzed fbr P1呱1000XL by弹LREO 9 code．The fesults show
mat，when con“nment胁e volume is 53i63一，in c硒髓of MSLB and LoCA，pressure and temperaturc of
the con嘶nment are lower血an the desi2n value趾d t11eo∞tainment inte刚ty is ensured．
Key wOrd：PWR；CDntaiDmeDt白ee vol啪e；Containm曲t pressu撑粕d t锄perature
作者简介：
赵静(1954一)，女，高级工程师。1980年毕业于清华大学反应堆工程专业，现从事安全分析工作
余红星(1969一)，男，高级工程师。1991年毕业于上海交通大学反应堆工程专业、现从事安全分析工作。
李峰(1975一)．男，工程师。1997年毕业于西安交通大学反应堆工程专业．现从事安全分析工作。
(责任编辑：刘胜吾)
万方数据
1000MW级压水堆安全壳压力温度计算分析
作者： 赵静， 余红星， 李锋
作者单位： 中国核动力研究设计院设计所,成都,610041
刊名： 核动力工程
英文刊名： NUCLEAR POWER ENGINEERING
年，卷(期)： 2003，24(5)
被引用次数： 0次
本文链接：http://d.wanfangdata.com.cn/Periodical_hdlgc200305003.aspx
授权使用：南华大学(nhdx)，授权号：d0da3976-8376-489f-82a0-9ea1010a94c4
下载时间：2011年3月9日
1000MW级压水堆安全壳压力温度计算分析.pdf
