非能動余熱排出系統自然循環特性研究

李鵬拯 李勇全 朱東保 劉少有 朱智強 孔夏明 王建軍

摘要：非能動余熱排出系統是海洋核動力平臺重要的非能動安全系統之一，為研究其非能動余熱排出系統瞬態自然循環特性，搭建了功率比為1：50的實驗裝置，分析了投運壓力、搖擺周期和搖擺幅度對非能動余熱排出系統瞬態自然循環特性影響。研究結果表明：非能動余熱排出系統運行前期，系統投運壓力越大，回水質量流量和蒸汽質量流量就越大;隨著系統持續運行，換熱水箱水溫逐漸升高，豎直方向出現溫度分層;搖擺條件下非能動余熱排出系統凝水流量周期性波動，波動周期與搖擺周期一致;在本實驗研究中，搖擺條件下系統可以建立穩定的自然循環。本文可為海洋核動力平臺非能動安全系統設計提供參考。

關鍵詞：自然循環;非能動余熱排出系統;熱分層;搖擺;海洋核動力平臺

中圖分類號：TL33 ? ?文獻標志碼：A

Research of Natural Circulation Characteristics of Passive Residual Heat Removal System

Li Pengzheng1， Li Yongquan1， Zhu Dongbao1， Liu Shaoyou1， Zhu Zhiqiang1， Kong Xiaming1， Wang Jianjun2

（1. Wuhan Second Ship Design & Research Institute， Wuhan， Hubei Province， 4302002 China; College of Nuclear Science and Technology， Harbin Engineering University， Harbin， Heilongjiang Province， 150001 China）

Abstract： The passive residual heat removal system is one of the important systems for the safety of floating nuclear power plant reactors. In order to study its natural circulation characteristics of different operation pressures and rolling motions， the natural circulation characteristics of passive residual heat removal system was analyzed by building up a 1：50 proportional test device. The results show that the higher the system pressure， the greater the return water mass flow and steam mass flow in the early stage of operation of the passive residual heat removal system. The water temperature rises gradually which leads to a thermal stratification phenomenon in the tank. The stable natural circulation is established during the experiments under rolling motions. This paper can provide a reference for the design of floating nuclear power plant reactor safety system.

Key Words：Natural circulation; Passive residual heat removal system; Rolling;Floating nuclear power plants

福島事故后，非能動余熱排出系統（PRHR）由于其固有安全性，被廣泛地應用于第三代反應堆安全系統設計之中[1-5]。我國核安全局核安全法規《核動力廠設計安全規定》（HAF102-2004）規定：“必須充分考慮事故條件下喪失廠外電源情況下的堆芯余熱導出能力，以便緩解事故的后果”。海洋核動力平臺由于遠離陸地，發生全船斷電及能動余熱排出系統失效時，難以及時獲得陸地資源支持，屬于事實上的“孤島”。因此，我國海洋核動力平臺設計采用PRHR將停堆后的反應堆余熱輸送到最終熱阱，以防止燃料包殼燒毀和堆芯熔化[6-7]。由于海洋核動力平臺和大型核動力船舶受海洋自身條件限制和環境影響，其蒸汽發生器液位高于海面，無法利用舷外側海水冷卻，因此其采用換熱器浸沒在水箱中的二次側非能動余熱排出系統方案。

與陸上堆不同，海洋核動力平臺受風、浪、涌等海洋環境影響，會使其處于傾斜、起伏和搖擺等一系列的復雜運動狀態，造成反應堆各系統和設備熱工水力特性發生變化，可能影響海洋核動力平臺PRHR運行能力[8-9]。因此有必要對海洋條件下海洋核動力平臺的PRHR的自然循環特性進行研究。

國內外研究人員對陸上堆的非能動余熱排出系統進行了大量研究[10-13]。陳炳德等[10]對AC600二次側非能動余熱排出系統進行了實驗研究，結果表明采用液柱啟動的二次側非能動余熱排出系統可以導出堆芯余熱。Park等[11]對韓國SMART反應堆的二次側非能動余熱排出系統進行了實驗研究，主要分析了閥門開啟時間、初始水裝量對其非能動余熱排出系統運行特性影響。李亮國等[12-13]針對國內二代加型百萬千瓦級壓水堆電廠改進項的二次側非能動余熱排出系統進行了相關實驗研究，實驗結果表明低壓低功率下系統會出現流動不穩定性。熊萬玉等[14]使用RELAP/MOD3.3對二次側非能動余熱排出系統的啟動特性及其影響因素進行了分析研究。針對海洋核動力平臺，黃甫幼明[15]提出了3種非能動余熱排出方案，使用RELAP5系統分析程序，比較分析了海洋條件下3種方案性能特點。622F521B-F5D9-411B-9446-06BFD1B6AB4D

可以看出目前關于非能動余熱排出系統的主要的研究方法是實驗研究和系統分析程序仿真計算，研究對象主要為陸上三代和二代加反應堆，對于海洋核動力平臺非能動余熱排出系統研究較少，尤其是缺少海洋條件下的相關實驗研究支持。因此，對海洋核動力平臺非能動余熱排出系統進行相關實驗研究是有必要的。

為了分析實際運行工況下海洋核動力平臺PRHR自然循環特性，評估海洋條件對海洋核動力平臺非能動安全系統運行的影響。本文采用實驗研究的方法，通過模化分析后搭建的功率比1：50的實驗裝置分析了海洋核動力平臺PRHR自然循環特性，探究了PRHR投運壓力和搖擺運動對海洋核動力平臺PRHR壓力變化速率、流量波動特性、回水溫度和熱阱熱分層的影響。為進一步研究海洋核動力平臺非能動安全系統提供了參考。

1 實驗裝置設計

1.1 實驗裝置

非能動余熱排出系統實驗裝置如圖1所示。

實驗裝置主要由補水箱、補水泵、實驗水箱、U型電加熱器、蒸汽發生器、非能動余熱排出換熱器、測量儀器和采集系統等組成。測量儀表有K型熱電偶、功率表、液位計、渦街流量計、質量流量計、壓力變送器、壓差傳感器等，測量系統為NI采集系統，實驗裝置如表1所示。

海洋核動力平臺非能動余熱排出換熱器傳熱管采用經磨光并拋光的304不銹鋼管，蒸汽發生器模擬海洋核動力平臺立式自然循環蒸汽發生器，其尺寸和功率由模化分析確定。第三代反應堆中PRHR HX放置在專設的水箱之中，由于海洋核動力平臺和大型核動力艦船空間緊湊，故其PRHR HX放置在低壓安注箱中，本文使用帶有可視化窗口的實驗水箱代替低壓安注箱。實驗水箱內裝有常壓下冷卻水，其液位遠高于非能動余熱排出換熱器上部管段。整個實驗裝置均使用硅酸鋁保溫棉包裹，以減少裝置散熱對實驗結果的影響，實驗工況如表2所示

1.2 實驗參數測量

本文中的非能動余熱排出換熱器外壁測溫點布置如圖1所示，在于其等高的位置均勻布置水箱冷卻水溫度測點。通過兩個鎧裝熱電偶測量換熱器入口處蒸汽溫度和回水管段凝水溫度。同時，在蒸汽管路和回水管路布置渦街流量計和質量流量計測量蒸汽流量和凝水流量，在蒸汽發生器上腔室開孔安裝壓力變送器測量蒸汽發生器內部壓力。

1.3 實驗原理

蒸汽發生器產生的飽和蒸汽進入非能動余熱排出換熱器，飽和蒸氣在非能動余熱排出換熱器內被水箱中冷卻水冷卻冷凝為單相水，然后經換熱器管外單相自然對流或池沸騰換熱將電加熱器產生的熱量（模擬一回路輸入能量）傳遞至熱阱（即本文中的實驗水箱），依靠PRHR冷、熱段密度差形成的自然循環持續的排出反應堆余熱，防止海洋核動力平臺燃料包殼損壞和堆芯熔化。

1.4 ?實驗方法

實驗裝置完成排氣后，實驗步驟如下。

（1）向蒸汽發生器注水至預定液位，打開電加熱器，功率設定為預定值，隔離非能動余熱排出換熱器上下游閥門（模擬正常運行時隔離PRHR），控制回路溫度上升速率小于2 ℃/min。

（2）向實驗水箱注水至預定液位。

（3）當壓力到達設定值后，調節輔助換熱器上下游閥門開度，控制冷卻水流量，使系統穩定運行30min（模擬船上二回路運行）。

（4）打開液壓搖擺臺控制系統，設定搖擺角度和搖擺幅度，啟動搖擺臺（模擬海洋核動力平臺搖擺環境）。

（5）關閉輔助換熱器上下游閥門（模擬隔離二回路側），打開非能動余熱排出換熱器上下游閥門（模擬投運PRHR），打開采集系統記錄實驗數據。

（6）當水箱溫度全部達到飽和溫度，系統壓力長時間保持穩定，實驗結束，關閉蒸汽發生器電加熱器，打開排氣閥，對回路降溫降壓。

2 實驗結果與分析

本文為直接復現研究海洋核動力平臺非能動余熱排出系統中的兩相流動的現象及其變化規律，為避免復雜的物性變化帶來的問題，實驗采用等溫、等壓模擬原則，研究其瞬態自然循環特性。

2.1 投運壓力對運行特性影響

圖2所示不同投運壓力下蒸汽發生器壓力變化規律。在不同投運壓力下，蒸汽發生器壓力均一直下降，說明海洋核動力平臺非能動余熱排出系統可以正常運行;非能動余熱排出系統投運壓力越大，蒸汽發生器壓力下降速率越快;系統投運后，蒸汽發生器壓力逐漸降低，壓力下降速率也逐漸降低，直至系統壓力穩定;大約1000s后，蒸汽發生器壓力降至1.5 MPa左右并保持穩定。

圖3和圖4所示為不同投運壓力下非能動余熱排出系統蒸汽流量和凝水流量。系統投運后，凝水流量和蒸汽流量達到峰值;由于啟動方式為液柱啟動，因此凝水流量峰值遠大于蒸汽流量峰值，系統啟動初期，凝水為原換熱器內部液柱存水;非能動余熱排出系統投運壓力越大，回水質量流量和蒸汽質量流量就越大，原因是系統壓力越大，蒸汽冷凝換熱系數越大，非能動余熱排出換熱器排熱功率越大，因此蒸汽流量和凝水流量就越大;隨著蒸汽發生器壓力下降，蒸汽冷凝換熱系數逐漸降低，凝水質量流量越來越低，同時凝水質量流量也略大于蒸汽質量流量。

圖5所示為不同投運壓力下非能動余熱排出系統凝水水溫。投運壓力越大，相同投運時間凝水溫度越高，根據換熱器出口水溫變化趨勢，可以將凝水溫度變化分成以下5個區。

（1）回水水溫下降區，非能動余熱排出系統啟動方式為液柱啟動，啟動前液柱水溫高于換熱水箱水溫，系統投運后，傳熱管內液柱流入蒸汽發生器，傳熱管液柱與管壁對流傳熱系數大于投運前與管壁的傳熱系數，故啟動后換熱管出口溫度會迅速下降，此時回水并不是蒸汽凝水，回水流量為虛假凝水流量。

（2）凝水水溫上升區，傳熱管啟動液柱全部流出換熱器后，蒸汽在傳熱管內冷凝后的凝水流至換熱器出口，所以出口水溫迅速增大。

（3）凝水水溫第一穩定區，此區域內凝水溫度基本穩定，根據圖3可知，此區內凝水流量基本穩定，入口蒸汽溫度逐漸降低，水箱水溫逐漸上升，但傳熱管下部管段周圍區域水溫仍然處于室溫。622F521B-F5D9-411B-9446-06BFD1B6AB4D

（4）凝水水溫逐漸上升區，此區域內系統凝水流量和系統壓力基本穩定，傳熱管下部管段周圍區域水溫隨著系統運行逐漸升高，如圖6所示，隨著C型傳熱管下水平管附近水溫逐漸升高，對傳熱管內凝水冷卻能力大幅下降，導致換熱管出口凝水溫度升高。

（5）凝水水溫第二穩定區，在此區域內系統壓力、入口蒸汽溫度和凝水質量流量基本穩定，水箱水溫接近飽和溫度，系統進入準穩態狀態。

圖6所示為水箱內冷卻水溫度分布規律。系統投運后，非能動余熱排出換熱器逐漸將熱量排至水箱，水箱水溫逐漸升高，水箱在垂直方向出現了明顯的溫度分層現象，隨著水箱水溫逐漸升高，垂直高度上水溫逐漸趨向飽和溫度，水箱溫度分層逐漸消失。

2.2 搖擺對系統運行特性影響

圖7所示為搖擺條件下蒸汽發生器壓力變化規律。搖擺條件下，蒸汽發生器壓力下降速率明顯大于靜止工況，原因是前期換熱器通過管壁與水箱內冷卻水自然對流導出熱量，搖擺運動加劇了水箱內冷卻水攪混程度，增強了管壁水箱冷卻水換熱能力，同時搖擺運動增強了換熱器內蒸汽冷凝換熱系數，提高了換熱器排熱能力。

圖8所示為搖擺條件下非能動余熱排出系統凝水流量變化規律。搖擺條件下非能動余熱排出系統回水流量變化趨勢與水平靜止時相同;由于搖擺附加力的作用，搖擺條件下系統回水流量發生周期性波動，其波動周期與搖擺周期一致，搖擺幅值越大，流量波動幅度越大。

圖9所示為搖擺條件下非能動余熱排出系統凝水溫度變化規律。搖擺條件下回水溫度變化趨勢與水平靜止條件時相同;搖擺條件下回水溫度低于水平靜止條件下回水溫度，原因是相同投運時間時搖擺條件下蒸汽發生器壓力低于靜止工況，搖擺運動增強換熱器換熱能力，使凝水得到了更好的冷卻，所以搖擺條件下非能動余熱排出系統凝水溫度低于靜止工況。

3 結論

本研究針對海洋核動力平臺，對其非能動余熱排出系統進行了實驗研究。通過實驗可以得到如下結論：（1）非能動余熱排出系統投運壓力越高，運行前期回水質量流量和蒸汽質量流量越大，蒸汽發生器壓力下降速率越大;（2）非能動余熱排出系統投運后，換熱水箱內會出現明顯的熱分層現象;（3）搖擺條件下系統回水流量出現周期性波動，搖擺幅值越大，回水流量波動越劇烈。（4）本實驗研究的實驗裝置在搖擺條件下非能動余熱排出系統均建立了穩定的自然循環。

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