殷 勇，熊國棟，艾華寧，黃 亮，王浩宇，于 江

(中廣核研究院有限公司，廣東深圳518124)

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先進壓水堆核電廠安全殼內(nèi)濾網(wǎng)設(shè)備壓損研究

殷 勇，熊國棟，艾華寧，黃 亮，王浩宇，于 江

(中廣核研究院有限公司，廣東深圳518124)

在AP1000機組中，安全殼內(nèi)濾網(wǎng)設(shè)備用于過濾失水事故后循環(huán)冷卻水中的雜質(zhì)，確保非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)正常運行。壓損是濾網(wǎng)設(shè)備重要性能指標(biāo)，濾網(wǎng)設(shè)備壓損不能超過規(guī)定限值，以保證事故后有足夠的循環(huán)冷卻水可以冷卻堆芯。濾網(wǎng)設(shè)備壓損分為過濾部分壓損和流道部分壓損，文中通過試驗手段和模擬計算的方法分別得出了一種新型濾網(wǎng)設(shè)備的各部分壓損值。研究結(jié)果表明，在電廠極限工況條件下，該新型濾網(wǎng)設(shè)備過濾部分最大壓損為0.329kPa，流道部分最大壓損為0.636kPa，總壓損為0.965kPa，遠遠小于1.72kPa的設(shè)計要求值。本研究結(jié)果為此種新型濾網(wǎng)設(shè)備下一步投入實際使用奠定了堅實基礎(chǔ)。

濾網(wǎng)；AP1000；核電站；數(shù)值計算

福島核事故后，核電廠的運行安全再次成為全社會的關(guān)注焦點。造成福島核事故的一個重要原因就是海嘯引發(fā)的應(yīng)急電源斷電，致使相關(guān)安全系統(tǒng)無法有效排出堆芯余熱，最后造成堆芯熔化，放射性物質(zhì)外泄[1]。AP1000機組因其采用的“非能動安全系統(tǒng)”，可不依賴外部電源即可維持安全系統(tǒng)運作，相應(yīng)的安全系數(shù)大幅提升[2]。

AP1000機組一旦發(fā)生冷卻劑喪失(LOCA)事故(即失水事故)，非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)將立即啟動，向堆芯進行注水冷卻，保證堆芯余熱順利排出，防止堆芯熔化，最終使核電廠進入安全停堆狀態(tài)[3]。在此事故過程中，安全殼內(nèi)會產(chǎn)生大量的雜質(zhì)，其中有相當(dāng)部分的雜質(zhì)可能混入循環(huán)冷卻水中。為保證堆芯冷卻水循環(huán)有效進行，設(shè)置了專門的濾網(wǎng)設(shè)備對冷卻水中的雜質(zhì)進行過濾。如果濾網(wǎng)設(shè)備被雜質(zhì)堵塞，可能會使憑重力驅(qū)動的循環(huán)水壓頭不足，導(dǎo)致沒有足夠的循環(huán)冷卻水注入堆芯，影響堆芯余熱的排出。

為降低濾網(wǎng)設(shè)備的壓損，保證循環(huán)冷卻水有足夠的壓頭，根據(jù)此前在運機組的經(jīng)驗反饋，AP1000機組在系統(tǒng)設(shè)計上做了大量針對性的改進。如減少纖維類保溫材料的使用，采用金屬反射保溫材料(RMI)[4]，這樣可以盡可能地減少事故后到達濾網(wǎng)設(shè)備的雜質(zhì)量；合理設(shè)計濾網(wǎng)設(shè)備，降低濾網(wǎng)表面流速，對濾網(wǎng)設(shè)備設(shè)置圍堰，防止大雜質(zhì)碎片因循環(huán)水流速過快夾帶到濾網(wǎng)表面，從而減少在濾網(wǎng)設(shè)備上的循環(huán)水壓頭損失[5]。

通過合理設(shè)計濾網(wǎng)設(shè)備的結(jié)構(gòu)，增大濾網(wǎng)設(shè)備的過濾面積，也可以減小濾網(wǎng)設(shè)備的壓損。

本文介紹了一種用于AP1000機組的新型濾網(wǎng)設(shè)備，并通過試驗手段與計算方法分別求出該設(shè)備在失水事故工況條件下過濾部分和流道部分的壓損。結(jié)果可用于判斷該濾網(wǎng)設(shè)備是否符合AP1000機組的技術(shù)要求，是該濾網(wǎng)設(shè)備投入實際使用之前的重要性能表征參數(shù)。

1 濾網(wǎng)設(shè)備簡介

對于AP1000機組，安全殼內(nèi)濾網(wǎng)設(shè)備有多種方案，比如CCI公司設(shè)計的濾網(wǎng)設(shè)備為“口袋式”，該形式濾網(wǎng)設(shè)備單位布置空間內(nèi)過濾面積大，但是結(jié)構(gòu)形式較復(fù)雜，加工難度高。

本文研究的濾網(wǎng)設(shè)備采用“盒式”結(jié)構(gòu)。該結(jié)構(gòu)形式在保證足夠過濾面積的前提下，結(jié)構(gòu)簡單，制造成本低。

AP1000機組安全殼內(nèi)濾網(wǎng)設(shè)備根據(jù)布置位置的區(qū)別分為安全殼內(nèi)換料水箱(IRWST)濾網(wǎng)和安全殼再循環(huán)(CR)濾網(wǎng)。IRWST濾網(wǎng)用于過濾IRWST內(nèi)的循環(huán)冷卻水。整個IRWST濾網(wǎng)分為A、B、C三列布置。IRWST濾網(wǎng)A、B列分別各布置5個過濾模塊，結(jié)構(gòu)如圖1所示。C列共布置10個過濾模塊，結(jié)構(gòu)如圖2所示。

圖1 IRWST濾網(wǎng)A/B列結(jié)構(gòu)示意圖Fig.1 The schematic of IRWST screen A/B

圖2 IRWST濾網(wǎng)C列結(jié)構(gòu)示意圖Fig.2 The schematic of IRWST screen C

CR濾網(wǎng)用于再循環(huán)工況下循環(huán)冷卻水的過濾，整個CR濾網(wǎng)分為A、B兩列布置。CR濾網(wǎng)A、B列各布置18個過濾模塊，如圖3所示。各列濾網(wǎng)由于布置空間的關(guān)系，高度有所不同，濾網(wǎng)設(shè)備相關(guān)設(shè)計參數(shù)如表1所示。

研究整個濾網(wǎng)設(shè)備的壓損時，將其分為兩部分。分別是過濾部分壓損和流道部分壓損。過濾部分壓損通過試驗方式測出，流道部分壓損通過數(shù)值模擬的方式計算求得。

圖3 CR濾網(wǎng)A/B列結(jié)構(gòu)示意圖Fig.3 The schematic of CR screen A/B

表1 濾網(wǎng)設(shè)備參數(shù)Table 1 Design parameters of screens

獲得試驗部分和流道部分極限工況下的壓損值后，相加即可獲得濾網(wǎng)設(shè)備的總壓損。將其與AP1000的電廠設(shè)計要求進行對比，從而判斷本濾網(wǎng)設(shè)備的性能是否滿足要求。

2 過濾部分壓損試驗

2.1 試驗裝置

圖4 濾網(wǎng)過濾模塊外形圖Fig.4 The schematic of screen module

圖4即為濾網(wǎng)試驗樣機。該樣機采用濾網(wǎng)設(shè)備的一個過濾模塊構(gòu)成。整個樣機由55個長方體過濾元件組成，長方體過濾元件表面開有濾孔，濾孔直徑1.6mm，試驗樣機的過濾面積為6.897m2。

圖5為試驗裝置回路圖。

圖5 試驗裝置回路圖Fig.5 The image of test equipment

該試驗裝置可以模擬核電廠大破口失水事故后再循環(huán)階段特定循環(huán)水的水質(zhì)條件(雜質(zhì)類型和雜質(zhì)濃度)、水溫條件以及冷卻劑的過濾循環(huán)過程。整個試驗回路由透明有機玻璃水池，循環(huán)泵，加熱器和相應(yīng)的連接管路構(gòu)成，并設(shè)置有相應(yīng)的溫度、流量和差壓傳感器，溫度控制系統(tǒng)和數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)。

2.2 試驗參數(shù)

AP1000核電廠IRWST濾網(wǎng)和CR濾網(wǎng)極限工況條件下總流量均為950m3/h，但由于IRWST濾網(wǎng)的布置過濾面積小于CR濾網(wǎng)，因此IRWST濾網(wǎng)表面流速更快。此外，根據(jù)設(shè)計條件，單位過濾面積條件下，IRWST濾網(wǎng)的雜質(zhì)負荷更大。故從保守性考慮，壓損試驗輸入?yún)?shù)采用IRWST濾網(wǎng)相關(guān)設(shè)計參數(shù)，試驗結(jié)果可以包絡(luò)CR濾網(wǎng)過濾部分壓損。

試驗流量和試驗雜質(zhì)量基于實際濾網(wǎng)表面流速和表面雜質(zhì)負荷與試驗樣機濾網(wǎng)相同原理，經(jīng)過換算得出。下面以試驗流量計算為例，說明計算過程。

式中：K——面積比例系數(shù)；S1——IRWST濾網(wǎng)布置過濾面積；S2——試驗樣機過濾面積；Q1——IRWST濾網(wǎng)最大工作流量；Q2——試驗樣機流量；

其余各種雜質(zhì)計算過程與流量一致。計算后數(shù)據(jù)如表2所示。

表2 試驗輸入?yún)?shù)Table 2 Input parameters of test

試驗中采用顆粒、纖維和化學(xué)沉淀物來模擬核電廠事故后產(chǎn)生的各種雜質(zhì)。顆粒用平均粒徑為10μm的球形碳化硅顆粒進行模擬；纖維采用玻璃纖維進行模擬，其微觀直徑≤7μm；化學(xué)沉淀物包括NaAlSi3O8、Zn3(PO4)2和Ca3(PO4)2，采用化學(xué)合成的方法進行制備。試驗溫度設(shè)置為比室溫高10 ℃左右，并保持試驗時溫度穩(wěn)定。

2.3 試驗結(jié)果及分析

試驗時先將待測試濾網(wǎng)設(shè)備安裝在透明有機玻璃水池中。設(shè)備安裝完畢后，即可向水池充水。達到指定水位后，開啟循環(huán)泵和加熱器。以表2中的試驗流量和試驗溫度進行運行，待循環(huán)回路流量和溫度穩(wěn)定后，分批次投放各種雜質(zhì)，之后待通過濾網(wǎng)的冷卻水流量和壓損穩(wěn)定后，以試驗流量為基準(zhǔn)，測試并記錄試驗流量周圍幾個不同流量下的濾網(wǎng)壓損值，測試結(jié)果如表3所示。

表3 流量-壓損測試結(jié)果Table 3 Test results of flow rate and head loss

濾網(wǎng)設(shè)備實際運行時為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故時，此時安全殼內(nèi)處于高溫、高壓狀態(tài)，循環(huán)冷卻水的溫度高于100 ℃。正常情況下模擬此類水溫難度極大，故需要對試驗數(shù)據(jù)進行溫度修正，從而獲得濾網(wǎng)在極限工況條件下的壓損值。本文采用NUREG/CR-6224[6]中描述的方法，根據(jù)試驗測出的流量、壓損數(shù)據(jù)，進行溫度修正得到事故后極限工況下的過濾部分壓損值。

結(jié)合表3的流量壓損數(shù)據(jù)，并結(jié)合文獻[6]中描述的溫度修正方法，在極限工況條件下，即流量為53.16m3/h，溫度為153℃時，濾網(wǎng)過濾部分壓損大小為0.329kPa。

3 流道部分流阻計算

流道部分流阻計算不進行比例縮放，全部按照實際設(shè)計流量和濾網(wǎng)尺寸來進行計算。

計算前，首先建立IRWST濾網(wǎng)和CR濾網(wǎng)匯流槽的三維模型。模型如圖6～圖8所示，圖中濾網(wǎng)的盒式過濾元件已省去。在此三維模型基礎(chǔ)上，利用ANSYS對其進行網(wǎng)格劃分，選定邊界面。最后根據(jù)電廠極限工況條件，作為Fluent計算的邊界條件和輸入條件，求出濾網(wǎng)設(shè)備流道部分壓損值。

圖6 IRWST濾網(wǎng)A/B列匯流槽三維模型Fig.6 IRWST screen A/B flow channel 3D model

圖7 IRWST濾網(wǎng)C列匯流槽三維模型Fig.7 IRWST screen C flow channel 3D model

圖8 CR濾網(wǎng)A、B列匯流槽三維模型Fig.8 CR screen A&B flow channel 3D model

3.1 輸入條件

設(shè)定的輸入條件如下：

(1) IRWST濾網(wǎng)布置如圖9所示，待過濾的冷卻水通過A、B、C三列濾網(wǎng)過濾后流出，C列濾網(wǎng)過濾的水需經(jīng)過A、B列濾網(wǎng)匯流槽排出。IRWST濾網(wǎng)總過濾流量為950m3/h，假設(shè)C列過濾流量為475m3/h，從C列濾網(wǎng)兩端流到A或B列匯流槽的流量為237.5 m3/h，A列或B列濾網(wǎng)過濾的流量為237.5m3/h；

圖9 IRWST濾網(wǎng)布置圖Fig.9 The layout diagram of IRWST screen

(2) CR濾網(wǎng)總共兩列，假設(shè)每列濾網(wǎng)通過流量為475 m3/h；

(3) 分析中循環(huán)冷卻水水溫選定為153 ℃，環(huán)境壓力為0.52MPa，153 ℃對應(yīng)水的密度為913.945kg/m3、黏度為1.92×10-4Pa·s；

(4) CR濾網(wǎng)設(shè)計與IRWST濾網(wǎng)相同，只是模塊數(shù)量和模塊擺放不一致，本計算假設(shè)相同。

3.1.1 入口條件

設(shè)定濾網(wǎng)設(shè)備過濾部分為流道部分的質(zhì)量流量入口。

根據(jù)上文中的流量要求進行質(zhì)量流量的分配，流道部分每列濾網(wǎng)的入口流量和流速分別根據(jù)設(shè)計流量平均分配得到的，設(shè)定入口流速方向垂直于流道。

3.1.2 出口條件

出口設(shè)定為自由出流，在進行Fluent模擬時，當(dāng)模擬計算結(jié)果收斂，根據(jù)質(zhì)量守恒原則，出口總流量應(yīng)與入口總流量大小相等，這是驗證模擬計算可靠性的標(biāo)準(zhǔn)之一。

3.1.3 壁面條件

壁面靜止、絕熱，而且無內(nèi)熱源。

3.2 數(shù)學(xué)模型

在失水事故工況下，循環(huán)冷卻水為過冷水，因此可認為是不可壓縮三維流動。根據(jù)通過濾網(wǎng)設(shè)備的循環(huán)冷卻水流量，認為水的流動為湍流流動，選用湍流模型模擬匯流槽流道的流場分布。計算模型為常物性穩(wěn)態(tài)不可壓縮模型，采用顯式離散化求解器；差分采用一階迎風(fēng)格式，SIMPLE算法進行求解；選用標(biāo)準(zhǔn)k-ε湍流模型對每列匯流槽流道進行模擬計算。通過聯(lián)立求解連續(xù)性方程、動量方程以及湍動能和湍流耗散率的通用輸運方程得到流道內(nèi)的流場分布，具體數(shù)學(xué)模型如下：

(1) 控制方程

在直角坐標(biāo)系形式的絕對參考系下，流動狀態(tài)滿足連續(xù)性方程和動量方程[7]。

連續(xù)性方程：

(1)

動量方程：

(2)

式中：ρ——流體密度，kg/m3；u——速度，m/s；t——時間，s；x——空間坐標(biāo)；μ——動力黏度，Pa·s；S——源項；i、j——坐標(biāo)軸方向分量。

(2) 湍流方程

采用標(biāo)準(zhǔn)k-ε雙方程湍流模型，通過引入湍流動能(k)和湍流耗散率(ε)的通用輸運方程，與方程(1)和方程(2)形成封閉方程組。其形式如下：

湍流動能方程：

(3)

擴散方程：

(4)

其中：

(5)

(6)

式中：μt——湍動黏性系數(shù)；Gk——時均速度梯度產(chǎn)生的湍流動能；

σk、σε——k方程和ε方程的湍流普朗特數(shù)(根據(jù)經(jīng)驗取σk=1.0、σε=1.3)；

Sk、Sε——源項；

Cμ、C1ε、C2ε——常數(shù)，這些常量是從試驗中得來的，根據(jù)經(jīng)驗取Cμ=0.09，C1ε=1.44，C2ε=1.92。

3.3 計算結(jié)果

濾網(wǎng)流道各部分壓損和流量計算結(jié)果如表4所示。

表4 流道壓損計算結(jié)果Table 4 The results of flow channel head loss

計算結(jié)果表明，對于IRWST濾網(wǎng)在設(shè)計流量950 m3/h，153 ℃條件下，A/B列過濾的流量為150.8 m3/h，C列過濾的流量是324.2 m3/h，此時IRWST濾網(wǎng)的流道壓損為0.114kPa。

對于CR濾網(wǎng)，在上述條件下，A/B列流道流量均為475 m3/h，此時的壓損為0.636kPa。

4 結(jié)論

本文介紹了一種用于AP1000核電廠的新型濾網(wǎng)設(shè)備。并通過試驗和計算的方法求出了該設(shè)備在AP1000核電廠極限運行工況條件下的壓損。各部分得到的壓損值如表5所示。

表5 濾網(wǎng)壓損試驗結(jié)果Table 5 The results of screens head loss test

由于IRWST濾網(wǎng)工作工況更惡劣，故過濾部分壓損統(tǒng)一采用以IRWST濾網(wǎng)工況為試驗輸入，得到的壓損值為0.329kPa；流道部分經(jīng)計算CR濾網(wǎng)的壓損值較大，為0.636kPa。這樣濾網(wǎng)設(shè)備在極限工況條件下，最大壓損為0.965kPa，遠遠小于1.72kPa的設(shè)計要求值。說明本濾網(wǎng)設(shè)備在壓損性能方面完全符合AP1000核電廠的技術(shù)要求。通過本壓損試驗研究，為該型濾網(wǎng)設(shè)備將來實際應(yīng)用打下了堅實基礎(chǔ)。同時也為CAP1400等AP1000類似機組相關(guān)濾網(wǎng)設(shè)備的研發(fā)積累了經(jīng)驗。

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The Study of Advanced Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant IRWST and CR Screens Head Loss

YIN Yong，XIONG Guo-dong，AI Hua-ning，HUANG Liang，WANG Hao-yu，YU Jiang

(China Nuclear Power Technology Research Institute,Shenzhen of Guangdong Prov. 518124,China)

In the AP1000 nuclear power plant,the design function for the In Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) and Containment Recirculation (CR) Screens is to prevent debris from being injected into the Reactor Coolant System during passive core cooling operations. Each screen must allow the recirculation of reactor coolant flow through while minimizing head loss and maintaining the required design flow rate. Screens head loss can be divided into filter section head loss and flow channel head loss. An experiment apparatus which can measure the filter section head loss is introduced. The flow channel head loss is studied by numerical calculation method which is also given a detailed description. The results show that,in limiting case,the filter section head loss is 0.329 kPa,the flow channel head loss is 0.636 kPa,the total head loss,or say screens head loss,is 0.965 kPa,which is far lower than design requirement 1.72 kPa. The study lays a foundation for the screens to put into use.

Screen；AP1000；Nuclear Power Plant；Numerical Calculation

2017-04-11

國家能源應(yīng)用技術(shù)研究及工程示范項目(NY20140203)

殷 勇(1970—)，男，四川人，高級工程師，現(xiàn)主要從事核電設(shè)備研發(fā)與設(shè)備鑒定工作

TL353+.9

A

0258-0918(2017)03-0367-07