核電廠自動卸壓排放管道熱分層分析研究

于德勇　段永強　曹思民　孫燕　路忠亮

【摘 要】核電廠工藝系統的管道和設備中存在流動介質以不同溫度分層的熱分層現象，將會引起管壁溫度分層，在管道截面產生總體彎曲熱應力和局部熱應力，并產生非預期的位移和支撐載荷。本文采用CFD方法分析了核電廠自動卸壓排放管道的熱分層現象，研究了管道內熱分層形成機理及流動狀態，得到了長期穩定運行工況下的熱分層狀態，為后續管道設計和布置提供參考。

【關鍵詞】熱分層；核電廠；反應堆冷卻劑系統；湍流滲透

【Abstract】There are the thermal stratification that occur in the system pipes and components of nuclear power plant，the fluid flow under different temperature layered，and results in the global bending moments，local thermal tresses， unexpected displacements and support loading of the pipe system.This paper were analyzed the thermal stratification of nuclear power plant automatic depressurization discharge pipe used Computational Fluid Dynamics（CFD） method，researched the formation mechanism of the thermal stratification and thermal-hydraulic flow in the pipe，obtained the thermal stratification condition on long-term stable operation mode，to provided the reference for the subsequent design and layout of this pipe.

【Key words】Stratification；Nuclear power plant；Reactor coolant system；Turbulent penetration

0 引言

一般來講，熱分層現象是由于在管道內重力方向上流動介質的溫度變化引起密度差異產生的。在工藝管道內形成熱分層現象的因素有多種，如管道上下游較高的溫度梯度、管道的布置形式、管道內介質的流動狀態等。工藝管道熱分層將會引起管壁溫度分層，在管道截面產生總體彎曲熱應力和局部熱應力，并產生非預期的位移和支撐載荷[1]。

自20世紀80年代，核電廠穩壓器波動管熱分層現象被發現后得到廣泛的關注和研究[2]。除穩壓器波動管外，在核電廠其他的工藝系統管道和設備中也存在熱分層現象。特別是反應堆冷卻劑系統中，絕大部分設備和管道處于高溫高壓狀態，某些死管段管道或輔助系統接管將會均存在較大的溫度梯度，容易產生熱分層現象。

本文通過CFD方法對AP1000型核電廠自動卸壓系統第4級排放管道的熱分層現象進行研究，第4級排放管道上游連接在反應堆冷卻劑系統熱段上，下游末端裝有一個用于末端隔離的爆破閥。本文重點分析了排放管內介質的流動特性和溫度分布情況。

1 計算方法

1.1 物理模型

反應堆冷卻劑系統的高溫管道按要求需安裝保溫層，但靠近末端爆破閥的部分管道由于特殊的工藝設計要求未覆蓋保溫層，其管道對環境散熱條件需要專門考慮。爆破閥不允許泄漏，故可認為第4級排放管道為一段死管段。反應堆冷卻劑系統熱段內介質的高速流動對第4級排放管道產生湍流滲透效應，在模擬模型中需額外考慮一段主管道熱段的模型。

爆破閥處于管道終端且無泄漏，在物理模型中考慮為管道盲板端。在爆破閥上游設置一臺常開的閘閥且配有保溫層，可以認為其對管道內流體流動和傳熱無影響，模型中不考慮，默認為閥門所在位置是一段直管。

綜上考慮，第4級排放管道的物理模型如圖1所示。第4級排放管道從反應堆冷卻劑系統熱段上的一根母管分支為兩路支管。支管1從熱段接管嘴開始至節點A，總長10.6m，支管2從分支點開始至節點C，總長8.6m。其中AB段和CD段管道未覆蓋保溫層，其余管道均安裝保溫層。

1.2 邊界條件和輸入參數

其中，熱段彎管上游截面為入口，熱段直段截面為出口。第4級排放管道內流體通過管道壁面向環境換熱，根據設備設計要求假定保溫層外表面溫度為60℃，參考相關研究[3]和工程設計數據，確定保溫層外部散熱系數和環境溫度。詳細的模型輸入條件見表1所列。

1.3 控制方程

管道內的流動介質為不可壓縮流體，模擬模型中采用全浮力模型，參考溫度150℃，流動介質為純凈水，相關水物性參照IF97水物性數據庫。湍流模型選擇帶有壁面函數的k-ε模型。

2 計算結果分析

2.1 運行工況

在核電廠實際運行過程中，機組從冷停堆工況啟動時熱段和自動卸壓第4級排放管道內流體溫度均接近環境溫度，隨后主回路內的流體溫度將在十幾個小時內升溫至零功率工況溫度，即291.7℃。從零功率工況開始升功率，達到核電廠滿功率運行，主管道熱段溫度從291.7℃升溫至321℃。本文對此運行工況進行模擬分析，初始狀態下第4級排放管道內的流體溫度初始值為環境溫度27℃，熱段內流體溫度保守的假定為321℃。

2.2 流體熱動力分析

由于熱段內流體高速流動所產生的湍流滲透影響，加強了第4級排放管道從熱段頂部接管嘴向上延伸的一段管道內的流體熱傳導和流動，并且進一步促進了浮力驅動效應。如圖2所示，湍流滲透影響將熱段內較熱的流體快速的攪入第4級排放管道內，提高了直至第一個彎管內管道的流體溫度，當湍流滲透流動的能量通過湍流粘性摩擦轉化為流體溫度后，滲透流動在第一個彎管后逐漸截止。

當較熱流體進入第一個彎管后，由于冷熱流體間的密度差異產生自然循環流動，較冷的流體從第4級排放管道頂端向下流向第一個彎管，較熱的流體逐漸升至頂部，如圖3所示。

在湍流貫穿影響的區域，管道的徑向溫度梯度可以忽略不計。湍流貫穿影響區域以后的部分，浮力驅動逐漸提升了覆蓋保溫層的管道內流體溫度，使得這部分管道內流體近似均勻受熱，徑向溫度梯度很小。這部分管道的熱分層現象并不明顯。

當第4級排放管道頂部的流體溫度逐漸升高后，由于管道末端設置了一段斜45°向下的傾斜管，僅能通過流體間的導熱對末端管段內的流體加熱。由于未覆蓋保溫層的末端管道的散熱率較高，雖然靠近頂部管道的傾斜管內流體溫度有所提高，但隨著下游散熱面積的增加管道內流體溫度逐漸降低并趨近環境溫度，如圖4所示。

2.3 熱分層溫度差值分析

熱分層現象的負面影響是由于在管道同一截面上產生較大的溫差，進而形成較大的應力載荷。在圖4中，也清晰表明熱分層主要集中于傾斜管段上。覆蓋有保溫側的管道，由于散熱量非常小，管道內部近似于絕熱狀態，其溫度基本接近于熱段內的流體溫度，同時管道內同一截面上的溫度差異非常小，可以忽略不計。未覆蓋保溫層的管道部分，其內流體溫度開始快速下降，并很快降低至接近環境溫度，并在溫度梯度較大的管段截面上溫度差值最大。如圖5和圖6所示，支管1和支管2從未覆蓋保溫層的傾斜管段溫度驟降，平均溫度由318℃快速降至40℃。且此處管道截面溫度差值較大，達到了約280℃。

3 結論

本文采用CFD方法對AP1000型核電廠自動卸壓系統第4級排放管道的熱分層現象進行研究，可以得出：

1）通過湍流滲透影響和浮力效應，從熱段接管嘴直第4級排放管道頂部不會產生明顯的熱分層現象。

2）熱分層現象主要集中于第4級排放管道的未覆蓋保溫層的傾斜管段上，此段管道截面溫度差值達到約280℃。

【參考文獻】

[1]余曉菲，張毅雄.穩壓器波動管熱分層應力及疲勞分析[J].核動力工程，2011，32（1）.

[2]賴建永，黃偉.布置方式對波動管熱分層現象的影響分析[J].核動力工程，2011，32（6）.

[3]張力，賴建永，黃偉.壓水堆核電廠穩壓器波動管熱分層現象數值模擬[J].核動力工程，2009，30（4）.

[責任編輯：田吉捷]