直流蒸汽發生器分組運行對流動不穩定的影響

郝承明，劉新凱，彭敏俊，夏庚磊，劉建閣

（1.哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001；2.海軍裝備研究院 艦船所 核動力室，北京 100161）

直流蒸汽發生器（OTSG）多用于一體化壓水堆，通常多臺OTSG在壓力容器內環繞堆芯布置。由于OTSG內包含數百個并聯通道，各通道的水動力特性曲線均不盡相同，運行時傳熱管二次側工質從過冷水最終成為過熱蒸汽，存在劇烈的相變過程，可能導致各種形式的流動不穩定。影響平行通道管間脈動的主要因素有一次側冷卻劑流量、一次側冷卻劑平均溫度、給水流量、蒸汽壓力、給水溫度和蒸汽發生器傳熱管入口節流系數等［1－2］，OTSG 在低負荷下運行，更易發生流動不穩定現象［3］。因此，OTSG必須在最低穩定運行負荷以上運行，以保證一體化壓水堆核動力裝置的安全、穩定運行。啟動、停止和低負荷運行是核動力裝置的基本運行工況，為避免這些工況下OTSG出現流動不穩定，考慮將OTSG分為若干組，在上述工況下只投入部分運行，使運行中的OTSG具有較高的負荷。文獻［4］給出了套管式OTSG動態仿真模型，研究結果表明，RELAP5程序能用于套管式OTSG的傳熱計算。在此基礎上，本工作利用RELAP5／MOD3.4建立一體化壓水堆的瞬態分析模型［5］，對低負荷工況下OTSG分組運行特性進行分析。

1 OTSG在低負荷工況的流動不穩定

所研究的一體化壓水堆配置了12臺套管式OTSG，平均劃分為4組，采用雙恒定運行方案，部分設計參數列于表1。在RELAP5中OTSG的節點劃分如圖1所示。

核動力裝置在低負荷工況下OTSG全部投入運行時，將產生流動不穩定現象。表2列出一體化壓水堆從100%FP（FP為滿功率）在40s內線性降功率至20%FP，穩定運行一段時間后，再階躍降至5%FP的計算序列，運行結果示于圖2。

由圖2可看出，一體化壓水堆核動力裝置在20%FP以下運行時，二次側出現不穩定現象，嚴重影響裝置的穩定運行。

表1 一體化壓水堆部分設計參數Table 1 IPWR design parameters

圖1 OTSG節點圖Fig.1 OTSG model nodalization

采取更小的給水流量階躍變化量可發現，該型一體化壓水堆核動力裝置在15.4%FP以下運行時，開始出現流動不穩定。

表2 降功率至5%FP計算序列Table 2 Load decrease to 5%FP calculation sequence

圖2 OTSG二次側工質質量流量變化Fig.2 Varying of mass flow for OTSG secondary side

OTSG在核動力裝置低負荷運行時可能存在的流動不穩定現象將嚴重影響核動力裝置的安全運行，必須采取合理的運行方案，以避開流動不穩定區域，保證一體化壓水堆核動力裝置低負荷工況的穩定運行。

為保證一體化壓水堆核動力裝置的穩定運行，可選擇該裝置運行在20%FP，即單組OTSG穩定運行在額定給水量的5%。

2 分組運行方式

核動力裝置在低負荷運行時，為避免OTSG出現流動不穩定，可采取OTSG分組運行的方式，即分別停閉1組、2組、3組OTSG，以提高運行組OTSG加熱通道的流速，進而提高系統的穩定性。對于停閉組OTSG，一次側冷卻劑正常流動，二次側給水、蒸汽隔離，處于干燒狀態。本節仍采用表2的計算序列，在20%FP及以下階躍降負荷，分別對停閉1組、2組、3組OTSG 3種工況下的運行特性進行計算，計算結果如圖3所示。

由圖3可見，當一體化壓水堆在低負荷下運行時，停閉1組OTSG，可提高運行組OTSG二次側的給水流量，裝置在15%FP穩定運行，而在10%FP和5%FP，運行仍不穩定；停閉2組OTSG時，裝置在15%FP和10%FP能穩定運行，在5%FP仍會出現流動不穩定現象；停閉3組OTSG時，裝置可穩定運行在5%FP和15%FP之間。

比較圖2、3可看出，OTSG分組運行可保證核動力裝置在低負荷工況下避開流動不穩定現象穩定運行，而OTSG二次側不同的停閉方式可改變適合裝置穩定運行的最小負荷。對于快速升降負荷過程，可選擇低負荷工況下OTSG分組，使單組在運行蒸汽發生器的給水量保證在額定給水量的5%，以保證裝置的穩定運行。

3 升負荷過程的分組運行

假設反應堆啟動至5%FP，在此功率下，階躍提升二回路給水，通過控制系統調節，一回路功率跟蹤給水變化階躍提升［6］。OTSG通過分組運行方式保證OTSG運行在較高的給水流量下避開流動不穩定區域并快速提升負荷。

圖3 不同組OTSG運行時二次側工質的質量流量Fig.3 Varying of secondary side mass flow of different group OTSGs under operation

為保證一體化壓水堆核動力裝置的機動能力，采取的快速升負荷計算序列列于表3，運行結果如圖4、5所示。

表3 快速升負荷至滿功率計算序列Table 3 Rapid rise load to full power calculation sequence

圖4 升負荷時OTSG二次側工質的質量流量變化Fig.4 Varying of mass flow for OTSG secondary side at rise load condition

由圖4可見，在升負荷過程中，給水流量和蒸汽產量階躍上升并穩定在額定值的20%，此后在40s提升至滿負荷給水。由圖5a、b可見，在階躍變化的過程中，引入堆芯的反應性最大值為0.3＄，遠離瞬發臨界，并根據二回路給水流量快速變化達到穩定。由圖5c、d可見，在雙恒定運行方案下，升負荷過程中，OTSG進出口平均溫度幅值動態變化相對較小，平均溫度控制方法和二回路壓力控制方法滿足一回路側功率控制要求和二次側壓力控制要求［7－8］。

該分組方案實現了反應堆130s內從5%FP快速上升至100%FP，并有效避開了流動不穩定區域。

圖5 升負荷時的反應性（a）、反應堆功率（b）、一回路溫度（c）和蒸汽壓力（d）的變化Fig.5 Varying of reactivity（a），reactor power（b），coolant temperature of primary circle（c），and steam pressure（d）at rise load condition

4 快速降負荷至10%FP工況的分組運行

一體化壓水堆核動力裝置10%FP運行工況，OTSG全部運行時仍會導致流動不穩定現象的出現。將套管式OTSG分組，只將兩組6臺投入運行，可保證一體化壓水堆核動力裝置穩定運行。計算序列列于表4，運行結果如圖6、7所示。

表4 降負荷至10%FP的計算序列Table 4 Decrease load to 10%FP calculation sequence

由圖6可見，二回路蒸汽產量和給水流量能較好匹配。由圖7a、b可見，在降負荷變化的過程中，反應堆引入負反應性，并根據二回路給水流量變化達到穩定，對于反應堆功率有著相同的變化趨勢。由圖7c、d可見，在雙恒定運行方案下反應堆溫度在負荷變化過程中滿足一回路平均溫度和二回路蒸汽壓力不變的運行方案要求。

圖6 降負荷時OTSG二次側工質質量流量變化Fig.6 Varying of mass flow for OTSG secondary side at decrease load condition

通過套管式OTSG的分組運行，保證了一體化壓水堆核動力裝置在10%FP工況的穩定運行。

5 結論

通過以上研究可得出如下結論。

圖7 降負荷時的反應性（a）、反應堆功率（b）、一回路溫度（c）和蒸汽壓力（d）的變化Fig.7 Varying of reactivity（a），reactor power（b），coolant temperature of primary circle（c），and steam pressure（d）at decrease load condition

1）一體化壓水堆核動力裝置低負荷運行時，OTSG二次側給水流量較小，通道內流速較低，沸騰過程較劇烈，導致發生流動不穩定。

2）本工作選用的一體化壓水堆核動力裝置模型低負荷運行OTSG流動不穩定起始點為15.4%FP。

3）在低負荷時，采用OTSG分組運行方式，可使在運行OTSG的給水流量提高，從而保證OTSG運行的穩定性。

4）本工作對OTSG分組運行模式在一體化壓水堆核動力裝置快速升降負荷工況的應用進行了特性分析，結果表明，OTSG分組運行滿足一體化壓水反應堆核動力裝置快速升降負荷工況需求，并能在一定程度上避免流動不穩定現象的發生。

OTSG分組運行，停閉組蒸汽發生器一次側處于干燒狀態，將導致反應堆一回路冷卻劑流量分配不均，影響堆芯功率分布。同時，對于停閉狀態的OTSG二次側投入運行時，給水瞬間所帶來的熱應力問題還有待分析。而分組運行所應采取的控制方案，也需在未來的工作中進一步確定。

［1］黃彥平，馬介亮，肖澤軍，等.多管平行通道流動不穩定性類型試驗研究［J］.核科學與工程，2002，22（4）：289－295.HUANG Yanping，MA Jieliang，XIAO Zejun，et al.An experiment on unsteady flow type in parallel multi－channel test element［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2002，22（4）：289－295（in Chinese）.

［2］吳鴿平，秋穗正，蘇光輝，等.套管直流蒸汽發生器流動不穩定性研究［J］.原子能科學技術，2007，41（3）：325－330.WU Geping，QIU Suizheng，SU Guanghui，et al.Study on flow instability in annular tube oncethrough steam generator［J］.Atomic Energy Science and Technology，2007，41（3）：325－330（in Chinese）.

［3］張佑杰，曹丹，劉志勇，等.低參數OTSG穩定性實驗研究［J］.原子能科學技術，2006，40（1）：1－4.ZHANG Youjie，CAO Dan，LIU Zhiyong，et al.Experimental investigation on once－through steam generator stability under low thermal parameter［J］.Atomic Energy Science and Technology，2006，40（1）：1－4（in Chinese）.

［4］劉建閣，彭敏俊，張志儉，等.套管式直流蒸汽發生器負荷跟隨動態特性分析［J］.原子能科學技術，2010，44（2）：175－182.LIU Jiange，PENG Minjun，ZHANG Zhijian，et al.Load following dynamic characteristic analysis of casing once－through steam generator［J］.Atomic Energy Science and Technology，2010，44（2）：175－182（in Chinese）.

［5］劉建閣.一體化壓水堆穩態運行特性研究［D］.哈爾濱：哈爾濱工程大學，2008.

［6］徐文奇.一體化壓水堆運行控制策略研究［D］.哈爾濱：哈爾濱工程大學，2009.

［7］彭敏俊，杜澤.船用壓水堆核動力裝置雙恒定運行方案靜態特性研究［J］.核科學與工程，2001，21（4）：306－309.PENG Minjun，DU Ze.Research on ideal steadystate programming of marine PWR nuclear power plant［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2001，21（4）：306－309（in Chinese）.

［8］劉建閣，彭敏俊，張志儉，等.套管式直流蒸汽發生器穩態特性分析［J］.哈爾濱工程大學學報，2009，30（7）：757－762.LIU Jiange，PENG Minjun，ZHANG Zhijian，et al.Analysis of steady－state characteristics of casing once－through steam generator［J］.Journal of Harbin Engineering University，2009，30（7）：757－762（in Chinese）.