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摘 要：为进一步提高核电厂的安全性，并满足法规对严重事故缓解措施的要求，消除事故过程中大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体对机组安全造成的重大威胁，我国自主研发的百万千瓦级压水式反应堆在压力容器顶部增设了排放阀门，在事故中通过此路径将大量积聚在反应堆顶部的不可凝结气体排出，这个系统即为高位排气系统。该文通过程序模拟，分析了高位排气系统在运行过程中可能经历的压力载荷。计算结果显示在所分析的工况中，高位排气系统可能经历的过程包括气体到气体、气体到液体的排放，但总体压力载荷冲击幅度不大，不会对系统造成额外风险。
关键词：高位排气系统 不可凝气体 氢气 压力载荷
中图分类号：TK47 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）08（a）-0051-04
Analysis the Pressure Change During the High Point Vent System Running Transient
Wu Lingjun Zou Zhiqiang Zhu Dahuan Deng Jian
（Nuclear Power Design and Research Institute of China，Chengdu Sichuan，610213，China）
Abstract：For the purpose that improve the safety of Nuclear Power Plant and meet the law request for severe accident mitigation measure，then avoid inadequate core cooling or impaired natural circulation resulting from the accumulation of non-condensable gases in the Reactor vessel head，the High Point Vent System is designed of 1000 MWe Nuclear Power Plant which is independence projected of China.The basic function of this system is to remove non-condensable gases or steam from the reactor vessel head.This paper will discuss the pressure change during of the high point vent system running transient state by code calculate.The results show that the pressure change is not a main risk for this system.
Key Words：High point vent system； Non-condensable gas； Hydrogen； Pressure change
在三哩岛事故（TMI-2）中，反应堆冷却剂系统内产生的氢气气泡在压力容器顶部等位置积聚，阻碍了冷却剂流动，从而影响了堆芯的冷却效果。基于以上原因，美国修订并出台规定（10 CFR 50.44修订、50.46a），要求所有电厂需“提供不可凝气体从反应堆高位排放的能力以及其它为维持足够堆芯冷却要求的系统。”[1]用以事故中排出积聚在一回路高位处的不可凝气体（主要是氢气）。
在我国自主研发的百万千瓦级压水式反应堆上也增设了高位排气系统，通过此系统在事故过程中将大量积聚在压力容器顶部的不可凝结气体排出，保持反应堆冷却剂系统唯一汽水界面。高位排气系统包括连接到反应堆压力容器顶部的两列平行管线。每列包括两个串联的排放阀。系统管路上设置有一个限流孔板，其目的是为满足SRP5.4.12中限制LOCA风险要求。系统简化流程示意图如图1。
系统运行为任意一列阀门打开，将可能积累在压力容器顶部的不可凝气体排出，在完成排气后，将由操作员根据规程手动关闭阀门。高位排气系统在运行过程中产生的一系列热工瞬态可能存在剧烈的压力变化，导致管道、构件等经历大的载荷。对系统结构完整性的评价要求定义这些载荷。该文将对系统在运行过程中受到的压力载荷进行分析。
1 压力载荷分析方法
RELAP5[2]计算程序，是在美国核管会（USNRC）支持下由阿贡国家实验室（INEL）开发的，可以用于核反应堆事故瞬态分析的高度通用性的程序。可以模拟包含蒸汽-水-不凝性气体的流体混合物的各种热工水力瞬态。为研究高位排气系统在运行过程中可能经历的压力载荷，将应用RELAP5程序，对反应堆及高位排气系统进行详细的建模，进而分析具体的事故瞬态过程。具体模型节点划分如图2和图3所示。
2 设计容量标准对应工况的压力载荷分析
高位排气系统容量需求的验收准则是：在反应堆冷却剂系统设计压力和温度下，排气系统能够通过并联的两列路径中的任意一列在1小时内排放相当于反应堆冷却剂系统一半容积的不可凝气体。验收准则中对排放容量及压力、温度均做了要求，在此设计容量标准对应工况的初始条件下排放氢气，模拟高位排气系统运行（排放阀门的设计开启时间为2 s），分析高位排气系统管道内不同初始介质情况下，限流孔板及排放阀门处经历的压力载荷，结果如表1所示。
可压缩流体在管内的最大流速受到气体声速的限制，即在管路系统某一位置可能发生临界流。在管路系统中，随着流体压力的下降，气体在管内流速增加，当下游的压力足够低时，流体在管子内某一位置达到声速流动，达到声速流动后，下游的压力进一步降低不再影响上游的流速，及在系统中存在一达到临界流的极限压降。由设计方案可知高位排气系统总的阻力系数为： K总=68.15，此阻力系数对应的极限压降为：15.56 MPa。表1中高位排气系统入口压力为17.23 MPa，出口压力为安全壳内气体压力0.1 MPa，很显然出入口压差大于极限压降，也就是说高位排气系统在此工况运行过程中达到了临界流。因此在系统运行后达到稳定状态时，管道中某一位置的平衡压力由系统各部分的阻力分配决定，如表1所示，虽然排放管道内初始介质不同，但当达到稳定的排放状态时，限流孔板处及排放阀门处的平衡态压力是固定的。
关键词：高位排气系统 不可凝气体 氢气 压力载荷
中图分类号：TK47 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）08（a）-0051-04
Analysis the Pressure Change During the High Point Vent System Running Transient
Wu Lingjun Zou Zhiqiang Zhu Dahuan Deng Jian
（Nuclear Power Design and Research Institute of China，Chengdu Sichuan，610213，China）
Abstract：For the purpose that improve the safety of Nuclear Power Plant and meet the law request for severe accident mitigation measure，then avoid inadequate core cooling or impaired natural circulation resulting from the accumulation of non-condensable gases in the Reactor vessel head，the High Point Vent System is designed of 1000 MWe Nuclear Power Plant which is independence projected of China.The basic function of this system is to remove non-condensable gases or steam from the reactor vessel head.This paper will discuss the pressure change during of the high point vent system running transient state by code calculate.The results show that the pressure change is not a main risk for this system.
Key Words：High point vent system； Non-condensable gas； Hydrogen； Pressure change
在三哩岛事故（TMI-2）中，反应堆冷却剂系统内产生的氢气气泡在压力容器顶部等位置积聚，阻碍了冷却剂流动，从而影响了堆芯的冷却效果。基于以上原因，美国修订并出台规定（10 CFR 50.44修订、50.46a），要求所有电厂需“提供不可凝气体从反应堆高位排放的能力以及其它为维持足够堆芯冷却要求的系统。”[1]用以事故中排出积聚在一回路高位处的不可凝气体（主要是氢气）。
在我国自主研发的百万千瓦级压水式反应堆上也增设了高位排气系统，通过此系统在事故过程中将大量积聚在压力容器顶部的不可凝结气体排出，保持反应堆冷却剂系统唯一汽水界面。高位排气系统包括连接到反应堆压力容器顶部的两列平行管线。每列包括两个串联的排放阀。系统管路上设置有一个限流孔板，其目的是为满足SRP5.4.12中限制LOCA风险要求。系统简化流程示意图如图1。
系统运行为任意一列阀门打开，将可能积累在压力容器顶部的不可凝气体排出，在完成排气后，将由操作员根据规程手动关闭阀门。高位排气系统在运行过程中产生的一系列热工瞬态可能存在剧烈的压力变化，导致管道、构件等经历大的载荷。对系统结构完整性的评价要求定义这些载荷。该文将对系统在运行过程中受到的压力载荷进行分析。
1 压力载荷分析方法
RELAP5[2]计算程序，是在美国核管会（USNRC）支持下由阿贡国家实验室（INEL）开发的，可以用于核反应堆事故瞬态分析的高度通用性的程序。可以模拟包含蒸汽-水-不凝性气体的流体混合物的各种热工水力瞬态。为研究高位排气系统在运行过程中可能经历的压力载荷，将应用RELAP5程序，对反应堆及高位排气系统进行详细的建模，进而分析具体的事故瞬态过程。具体模型节点划分如图2和图3所示。
2 设计容量标准对应工况的压力载荷分析
高位排气系统容量需求的验收准则是：在反应堆冷却剂系统设计压力和温度下，排气系统能够通过并联的两列路径中的任意一列在1小时内排放相当于反应堆冷却剂系统一半容积的不可凝气体。验收准则中对排放容量及压力、温度均做了要求，在此设计容量标准对应工况的初始条件下排放氢气，模拟高位排气系统运行（排放阀门的设计开启时间为2 s），分析高位排气系统管道内不同初始介质情况下，限流孔板及排放阀门处经历的压力载荷，结果如表1所示。
可压缩流体在管内的最大流速受到气体声速的限制，即在管路系统某一位置可能发生临界流。在管路系统中，随着流体压力的下降，气体在管内流速增加，当下游的压力足够低时，流体在管子内某一位置达到声速流动，达到声速流动后，下游的压力进一步降低不再影响上游的流速，及在系统中存在一达到临界流的极限压降。由设计方案可知高位排气系统总的阻力系数为： K总=68.15，此阻力系数对应的极限压降为：15.56 MPa。表1中高位排气系统入口压力为17.23 MPa，出口压力为安全壳内气体压力0.1 MPa，很显然出入口压差大于极限压降，也就是说高位排气系统在此工况运行过程中达到了临界流。因此在系统运行后达到稳定状态时，管道中某一位置的平衡压力由系统各部分的阻力分配决定，如表1所示，虽然排放管道内初始介质不同，但当达到稳定的排放状态时，限流孔板处及排放阀门处的平衡态压力是固定的。