“華龍一號”非能動安全殼熱量導出系統研究

邢繼, 孫中寧, 于勇, 丁銘

(1.中國核電工程有限公司, 北京 100840; 2.哈爾濱工程大學 核科學與技術學院,黑龍江 哈爾濱 150001)

發展核電是既定的國家戰略,保證核安全是實現國家戰略的基石。日本福島核事故發生后,國務院于2012年10月24日召開了常務會議,討論通過了《能源發展“十二五”規劃》。規劃要求“按照全球最高安全要求新建核電項目,新建核電機組必須符合三代安全標準”。核安全監管當局也在2012年發布了《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》,要求“十三五”及以后新建核電機組力爭實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性。要實現此目標,其關鍵是：當發生全廠停電事故時,仍能高效排出安全殼內的巨量衰變熱,保證電站的最后一道實體屏障——安全殼不會超壓破壞。

“華龍一號”(Hua-long pressurized reactor 1000,HPR1000)是我國自主設計的首個百萬千瓦級第三代核電機組,采用了能動與非能動相結合的設計理念[1-3]。其中,非能動安全殼熱量導出系統(passive containment heat removal system,PCS)是HPR1000三大非能動安全系統之一,其運行不依賴于外部動力,僅通過利用重力和流體密度差等自然力驅動工質循環流動,保證即使發生全廠斷電事故,也能為安全殼空間提供有效冷卻,實現對安全殼的“全天候”守護,確保安全殼的完整性即使是在堆芯熔化的設計擴展工況(design extension conditions B,DEC-B)下也不會被突破[4-6]。

為了滿足HPR1000建設的需要,中國核電工程有限公司與哈爾濱工程大學組成了聯合攻關團隊,對PCS開展了大量、深入、系統的研究工作,成功完成了PCS的研制。

1 PCS方案設計

HPR1000采用的是雙層混凝土安全殼結構。基于這一設計特點,本文初步設計了開式PCS和閉式PCS這2個方案(系統原理示意如圖1所示)。其中,開式PCS主要由下降管、內部換熱器、上升管、汽水分離器和換熱水箱組成;閉式PCS主要由下降管、內部換熱器、上升管、外部換熱器、穩壓器和換熱水箱組成。當發生堆芯熔化的設計擴展工況(DEC-B)時,大量的蒸汽被釋放至安全殼內,這些蒸汽會以冷凝的方式將熱量傳遞給內部換熱器,然后通過冷卻水的自然循環流動將熱量帶至換熱水箱,使水箱里的水蒸發,最終將熱量散失到大氣環境,進而達到使安全殼降溫、降壓的目的。對于所設計的2個PCS方案,開展了一系列數值模擬分析和實驗研究,主要包括[7-8]：

圖1 開式和閉式PCS設計方案Fig.1 Schematic of open loop and closed loop PCS

1)開式系統和閉式系統的系統性能對比分析。開式設計方案只設置內部換熱器,其優點是傳熱環節少,系統排熱能力強,影響自然循環的因素少,運行更加穩定、可靠,系統不存在失效的風險;其缺點是一旦有傳熱管發生破損,則意味著安全殼的隔離密封性受到破壞,可能導致放射性物質外泄,不過這一缺點可以通過在上升管和下降管上設置安全殼隔離閥予以解決。

2)系統的啟動特性。無論是采用開式PCS設計,還是閉式PCS設計,系統都能快速啟動,整個啟動過程經歷單相自然循環階段、單相-兩相過渡階段和和兩相自然循環階段,且第1階段的自然循環流量遠低于第3階段,但由于具有高得多的傳熱溫差,因此前一階段系統的排熱能力一般會高于后一階段。

3)系統的自然循環流動特性與傳熱特性。PCS屬典型的低熱負荷排熱系統,自然循環驅動壓頭比較低,對回路阻力很敏感,因此在布置允許的條件下,應盡量減小回路阻力。只要管路布置得當,就可以保證系統有足夠的自然循環能力。一般情況下,上升管路直徑應大于下降管路直徑,并合理分配系統中各部分的流動阻力占比。

4)系統管路直徑對自然循環和排熱能力的影響。閉式設計方案的優點是系統的內、外2個換熱器與管路構成閉合回路,單一內部換熱器或外部換熱器發生傳熱管破損,不影響安全殼的整體完整性,不會發生放射性物質外泄;其缺點是系統傳熱環節多,整體結構相對復雜,影響自然循環的因素多,系統的排熱能力相對較弱,需要更多的傳熱面積。如果外部換熱器的換熱能力不足,在極端情況下,回路中的冷卻水會因系統壓力過度升高而被排擠進入穩壓器,進而導致系統的排熱能力降低。隨著事故的進一步擴大,可能會導致系統失去排熱能力。

5)內部換熱器與外部換熱器的匹配特性。無論采用開式PCS設計,還是閉式PCS設計,系統在單相自然循環和高功率兩相自然循環階段的流動都很穩定,但在單相-兩相過渡階段和低負荷兩相運行階段,系統一般會發生流動波動,這些波動可能對系統運行產生的不利影響需要在后續實驗中予以關注。

6)換熱水箱與換熱器間的布置高度差對系統運行特性的影響。換熱水箱與換熱器間的布置高差對系統運行的影響具有非線性特征：當高度差較低時,高度差大小對系統的自然循環流量有顯著影響;當高度差大于某一臨界值后,則系統的運行基本不受高度差變化影響。

7)水箱水位對系統排熱能力的影響。水箱水位對開式PCS的排熱能力和流動穩定性都有顯著影響,尤其是當換熱水箱的水位較低時,系統可能面臨流動停滯的風險,需要視具體情況采取措施予以克服;閉式PCS本身的自然循環流動基本不受水箱水位的影響,但一旦外部換熱器露出水面,則PCS的排熱能力就會隨著水位的下降而大幅度降低。

2 內部換熱器管間流量分配與管外冷凝傳熱特性

2.1 主要研究內容

HPR1000的PCS采用了開式設計方案,整個系統的排熱能力主要取決于內部換熱器的性能,因此,內部換熱器是PCS的最核心設備。與常規的換熱器應用場景不同,HPR1000巨大的安全殼空間、含有大量不凝性氣體的管外冷凝傳熱以及PCS的低驅動壓頭特征,決定了常用的集中大管束列管換熱器在這里不再適用,這些苛刻條件對PCS換熱器的研發構成很大挑戰。本文設計了Z型、U型和中心型展開式集管換熱器,采用數值模擬和實驗相結合的方法開展了一系列研究,主要包括[9-12]：

1)換熱器結構型式對流量分配的影響;

2)分流聯箱和匯流聯箱幾何尺寸對流量分配的影響;

3)不凝性氣體對管外冷凝傳熱的影響;

4)傳熱管幾何參數對管外冷凝傳熱的影響;

5)傳熱管管束排列對管外冷凝傳熱的影響。

2.2 實驗裝置

實驗裝置主要由實驗段、汽(氣)體供應系統、冷卻水系統、實驗測量和數據采集系統4個部分組成,實驗裝置如圖2所示,實驗參數范圍如表1所示。

表1 實驗參數范圍Table 1 Range of experimental parameters

圖2 PCS機理研究實驗裝置Fig.2 Mechanism research experimental device of PCS

實驗段主要由冷凝罐和傳熱管組成。冷凝罐用直徑為0.416 m,高度為3.55 m的304不銹鋼制成;傳熱管豎直安裝在冷凝罐內,并沿管高度方向均勻設置了9個溫度測量截面和5個氦氣濃度測量取樣點,每個溫度測量截面安裝3對熱電偶,其中2對用于測量傳熱管外壁溫度,1對用于測量主流氣體溫度。凝液罐連接在容器底部,用于收集和測量凝液量。實驗時,蒸汽、空氣和氦氣可根據實驗需要從實驗段上部或下部注入冷凝罐。

汽(氣)體供應系統包括蒸汽供應子系統、壓縮空氣供應子系統與氦氣供應子系統3個部分。其中,蒸汽供應子系統由電功率為240 kW、最高運行壓力為0.7 MPa的電加熱蒸汽鍋爐和相關管路、閥門組成;壓縮空氣供應子系統由排氣壓力為1.0 MPa、排氣量為0.9 m3/min的空氣壓縮機和儲氣罐、減壓閥、油水分離器以及相關管路、閥門組成;為了保證安全,實驗中采用氦氣模擬事故中產生的氫氣,氦氣供應系統由高壓氦氣瓶、減壓閥,及相關管路和閥門組成。

冷卻水系統主要由冷卻水池、冷卻水泵、過濾器、穩壓罐以及相關管路和閥門組成,可以采用強迫循環或自然循環方式對傳熱管進行冷卻。

實驗中需要測量的參數主要有溫度、壓力、流量和氦氣濃度。其中,冷卻水進、出口溫度,冷凝罐蒸汽進口溫度以及凝液溫度采用Ⅰ級T型熱電偶測量,實驗管壁面溫度和冷凝罐氣體主流溫度采用Ⅰ級K型熱電偶進行測量,冷凝罐和蒸汽壓力使用精度等級為0.1級的壓力變送器測量,蒸汽流量用精度等級為1級的渦街流量計測量,冷卻水流量用精度等級為0.5級的渦輪流量計測量,氦氣濃度用精度為0.1%的氦氣純度儀進行測量。

2.3 研究結果

1)相比較而言,Z型換熱器的管間流量分配最不均勻,中心型換熱器換熱器流量分配最均勻,分流聯箱進口三通附近產生的旋渦是造成中心型換熱器管間流量不均勻的主要因素,適當增加中心管節距可顯著改善換熱器管間流量分配,進而降低換熱器流動阻力,并提高換熱器的換熱能力。

2)分流聯箱和匯流聯箱幾何尺寸對換熱器的流動阻力和管間流量分配的均勻性有顯著影響,同時增大分配聯箱和匯流聯箱橫截面積可增強換熱器流量分配的均勻性。在單相流動條件下,中心型換熱器傳熱管總流通面積與聯箱橫截面積之比低于3.6時的流量分配均勻性較好。

3)不凝性氣體的存在使蒸汽冷凝傳熱系數大幅度下降,不凝性氣體在傳熱管附近的濃縮聚集是導致冷凝傳熱系數顯著下降的主要原因。與純蒸汽冷凝相比,含不凝性氣體冷凝時,壁面過冷度對傳熱系數的影響更顯著,并表現出多變特征,凝結液膜的導熱熱阻多數情況下可以忽略不計。

4)傳熱管徑和傳熱管長對含不凝性氣體的蒸汽管外冷凝傳熱有顯著影響：當傳熱管徑比較小時,平均冷凝傳熱系數隨管徑的增加而快速下降;當傳熱管徑達到40 mm后,再繼續增加管徑,則傳熱系數下降的幅度很小。傳熱管長度對管外冷凝傳熱的影響表現出多變特征,即當傳熱管長度小于2 m,傳熱系數隨管長的增加而快速下降。當傳熱管長大于3 m時,傳熱系數又會隨管長的增加而呈上升趨勢,但上升的幅度不大。

5)在管束條件下,不同傳熱管周圍的不凝性氣體層會在部分區域發生疊加,導致傳熱進一步變差,而在另一些區域又會產生抽吸作用,使傳熱得到顯著增強。因此,傳熱管排列節距和排數對含不凝性氣體管外冷凝有顯著影響,通過合理地優化傳熱管布置,可使換熱器的整體傳熱性能顯著改善。

3 PCS綜合性能驗證實驗

3.1 實驗目的與實驗內容

在前期方案設計和單項基礎研究的基礎上,研發團隊設計出了用于HPR1000的工程級PCS。開展本實驗的目的就是為了測試系統的實際排熱能力和運行穩定性,考核設備性能是否滿足系統需要,并校核自主開發的系統分析程序。主要實驗內容包括[13-14]：

1)系統啟動實驗;

2)系統在設計工況下的排熱能力和運行特性實驗;

3)系統在非設計工況下的排熱能力和運行特性實驗;

4)換熱水箱水位下降對系統運行的影響實驗;

5)設備性能考核實驗。

3.2 實驗裝置

為了完成相關實驗,研發團隊于2012年在哈爾濱工程大學按全壓、全高度1∶1比例建造了PCS性能綜合驗證實驗裝置(如圖3所示)。該裝置主要由冷凝罐組件、換熱水箱組件、自然循環回路、汽-氣供應系統和實驗測量與數據采集系統5個部分組成,主要設計參數如表2所示。

表2 實驗裝置主要參數Table 2 Main parameters of experimental device

圖3 PCS性能綜合驗證實驗裝置Fig.3 Comprehensive performance verification experimental device of PCS

3.3 研究結果

1)PCS能夠從長期備用狀態順利啟動,不會出現滯流或倒流的情況。當反應堆處于設計擴展工況(DEC-B)時,應盡早打開PCS的隔離閥,最遲須在換熱器管外環境溫度達到換熱器管內出口壓力下的飽和溫度之前開啟,否則有可能會導致嚴重的“汽錘”振動。

2)PCS具有較強的排熱能力,其在設計工況下,系統的排熱功率遠大于設計要求,有充足的設計余量。當內部換熱器環境溫度降至120 ℃時,系統的排熱能力仍能達到長期事故工況要求值的50%以上。

3)PCS從啟動至穩定運行工況,經歷單相自然循環、單相-兩相過渡循環和兩相自然循環3個階段。其中,在單相自然循環階段,流量較低,流動穩定;在過渡階段,流量隨時間的延長而快速增加,并伴隨周期性流動波動;在兩相自然循環階段,流量遠高于單相自然循環階段,流動可以是穩定的,也可以是不穩定的,具體情況主要受加熱負荷的影響。當流動不穩定性發生時,系統的排熱能力會有所下降,但壓力和溫度的波動周期一般都比較長,波動幅度也都比較小,因此不會對系統的安全運行構成威脅。

4)換熱水箱水位對PCS的排熱能力和自然循環有顯著影響,本文通過合理設計有效克服了水箱水位對系統自然循環的不利影響,尤其在低負荷條件下,隨著水箱水位的下降,系統的自然循環流量和排熱功率會大幅度上升,增幅一般能達到40%以上,這一特性對系統的后期運行非常有利。

5)所研制的內部換熱器流動阻力小,換熱能力強,流量分配均勻,非常適合在自然循環流動條件下使用;所設計的汽水分離器能夠對PCS出口的汽-水兩相進行有效分離,能有效防止“汽錘”振動的發生,保證系統在各種工況下都能順利建立自然循環。

6)利用實驗結果對自主開發的PCS分析程序進行了核驗和修正,修正后的程序對穩態工況預測的結果與實驗值間的相對偏差在±10%以內,并能對流動不穩定性起始點和波動特性做出較好的預測,為后續進一步改進系統設計提供了有力工具。

4 安全殼熱工水力特性模化實驗

4.1 實驗目的與實驗內容

在安全殼內配置 PCS,會對殼內氣體的流動與分層等熱工水力行為產生影響;同時,安全殼內的熱工水力行為又會反過來影響 PCS的排熱能力和運行特性。本實驗的目的就是通過模化實驗模擬典型的設計擴展工況(DEC-B),檢驗PCS的有效性,確認安全殼是否存在超溫、超壓風險,了解殼內的流動與分層特性,分析主要影響因素,為進一步改進PCS和安全殼設計提供依據。主要實驗內容包括[15]：

1)典型事故模擬實驗;

2)安全殼內熱工參數不均勻性模擬實驗;

3)內部換熱器布置高度影響實驗;

4)內部換熱器周向非均勻布置影響實驗;

5)凝水收集裝置影響及收集率實驗;

6)內部換熱器防護裝置影響實驗。

4.2 實驗裝置

為了完成本項目的實驗內容,在中國核電工程有限公司廊坊先進核電研究中心建造了安全殼熱工水力綜合實驗裝置(platform for integral behaviour of containment,PANGU),如圖4所示。其主要系統包括安全殼模擬體、汽-氣供應系統、 PCS、控制系統和實驗測量與數據采集系統,以及其他附屬設施。實驗裝置模擬比例如表3所示。

表3 實驗裝置模擬比例Table 3 Simulation scale of experimental device

圖4 安全殼熱工水力綜合實驗裝置Fig.4 Thermal hydraulic experimental device for containment

4.3 研究結果

1)在事故工況下,所設計的PCS 有較強的排熱能力,能夠使反應堆事故后安全殼內的壓力上升趨勢得到有效抑制,壓力峰值低于0.52 MPa。即使有30%的PCS失效,剩余的PCS仍可保證安全殼不超壓,PCS設計有充足的裕量儲備。

2)在事故工況下,PCS內部換熱器的冷凝作用會強化安全殼內的氣體流動,即使在反應堆事故后的長期冷卻階段,實驗中仍在內部換熱器管束區測量到0.35 m/s左右的縱向流速,在靠近安全殼壁面附近的流速也達到0.2 m/s左右,這些流動一方面可以改善換熱器管外側的冷凝傳熱,另一方面對抑制空間溫度分層和氫氣聚集也有很大幫助。

3)在事故工況下,在殼內隔間和操作平臺以上空間(包括穹頂區域)均沒有明顯的氦氣聚集,各處氦氣濃度分布比較均勻;發現在長期冷卻工況下,換熱器管束區附近會出現一定程度的氦氣濃縮,但由于管束區的氣體流速比較高,氦氣的濃縮程度很低,在工程中,一般不會帶來額外的氫氣風險。

4)在事故工況下,當安全殼內壓力處于上升階段時,空間溫度分布會比較均勻,一般不會發生明顯分層;當殼內壓力由上升轉為下降并持續較長時間時,氣體溫度會發生分層并逐漸加重,且壓力下降的速度越快,則溫度分層也會越嚴重。不過,如果持續的時間足夠長,且壓力下降比較緩慢或基本不變,則溫度分層將不明顯,且分層的程度會隨著時間逐漸減小,直至基本消失。最重要、明顯的溫度分層發生在操作平臺與穹頂之間區域,測量到的最大溫差約為16 ℃。

5)事故破口的位置和方向、內部換熱器的安裝位置,以及換熱器周圍設施的布置情況,對PCS的排熱能力沒有明顯影響,工程中可根據實際情況比較靈活地選擇換熱器的安裝位置。凝水收集裝置對PCS凝水的收集率在90%以上。

5 結束語

2011年啟動PCS研究工作以來,中國核電工程有限公司與哈爾濱工程大學組成聯合研發團隊,緊密合作,進行了一系列方案篩選和基礎研究探索。通過大量的實驗和理論分析,完成了系統和設備的研制,設計出了可供工程使用的PCS,并通過1∶1大型實驗裝置對所研制系統的綜合性能進行了實驗驗證。結果表明,所設計系統能夠順利啟動,平穩運行,系統的排熱能力遠大于設計要求,實現了預期的設計目標。

在完成上述工作的基礎上,研發團隊還利用綜合驗證實驗裝置,協助生態環境部核與輻射安全中心(代表核安全監管當局)和福建福清核電有限公司(代表HPR1000首堆業主),完成了PCS的第三方獨立實驗驗證。結果表明,即使在實際極不可能發生的事故模擬工況下,系統仍能順利啟動并保持正常運行,系統的優越性能得到第三方的充分肯定。

雖然實驗已經證明所研制的PCS有很強的排熱能力,但HPR1000設計配備的PCS數量是否夠,配備有PCS的安全殼是否真的能夠應對設計擴展工況(DEC-B),在安全殼內配備PCS是否會帶來不可接受的負面影響,這些仍是許多人心中的疑慮,更是核安全監管當局的關注焦點。為了打消這些疑慮,研發團隊在中國核電工程有限公司廊坊先進核電研究中心建造了自由容積達到1 000 m3的安全殼熱工水力綜合實驗裝置,對PCS-安全殼的耦合響應特性進行了充分的實驗。結果表明,即使失去30%的排熱能力,PCS仍在假想的最嚴重事故下確保安全殼的完整性,PCS的設計和配備數量是合理的,有充足的工程余量,且不會帶來有害的負面作用。

目前,所研制的PCS已在福清5、6號機組、漳州1、2號機組和巴基斯坦卡拉奇核電站的2、3號機組獲得應用,并確定在華龍系列機型建設中繼續使用。與此同時,進一步的研究工作也沒有停止,追求更高、更好是研究團隊不變的信念,努力爭取在不久的將來能夠研制出新一代的PCS,將系統的排熱能力大幅提高至足以應對基準事故的水平。

致謝：

感謝國家能源局、科學技術部、國家自然科學基金委、中國核工業集團有限公司給予的資金支持,感謝中國核電工程有限公司和哈爾濱工程大學的信任與支持,感謝研發團隊成員的不懈努力和辛勤付出,感謝所有提供支持和幫助的人們。