大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

曾　畅，赵　禹，段永强，于德勇

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室，四川　成都　610041）

大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

曾畅，赵禹，段永强，于德勇

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室，四川成都610041）

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均，导致氢冷器氢温差偏大，影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析，提出了改进处理方案。结果表明，仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况，提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。

氢冷器；冷却水系统；大亚湾核电站

发电机氢气冷却系统（GRH）的功能是利用常规岛闭路冷却水系统的水冷却发电机内循环的氢气，以及励磁机内循环的空气来冷却。大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均，导致氢冷器冷氢温差偏大，影响机组稳定运行。

文章对系统管路中影响流量分配的部件进行了CFD分析，利用流体仿真软件Flowmaster对氢冷器冷却水系统进行了仿真计算，并根据仿真结果提出了解决方案。

1　系统简介

发电机内氢气冷却依赖装在发电机两端的4台容量各为25%的冷却器完成，冷却器为管式热交换器。常规岛闭路冷却水系统提供冷却水，由GRH021VD调节设冷水总流量以便控制氢气出口的温度。常规岛闭路冷却水经入口母管分配到4条支路，每条支路上1台氢冷器，氢冷器的热侧为氢气，冷侧为冷却水，冷却水带走氢冷器的热量后汇总至出口母管，最后回流至常规岛闭路冷却水系统，发电机氢气冷却系统如图1所示。

根据核电厂运行数据，机组正常运行期间，氢冷器GRH401RF出口的氢气温度比其余3台氢冷器GRH101RF～GRH301RF出口的氢气温度高3～5 ℃。初步判断GRH401RF所在的支路阻力偏大引起流量偏低。可能导致流量分配不均的影响因素有支管长度、母管结构以及管道上设备阻力偏差等。

图1　GRH系统流程示意图Fig.1　Sketch of GRH system flow

2　控制方程

发电机氢气冷却系统为不可压缩流体系统，在不考虑系统与环境传热的情况下，针对管路上单个设备建立的三维仿真计算模型，其流动状态满足连续性方程和动量守恒方程［1］。

（1）连续性方程：

（2）动量守恒方程：

式中：ρ为流体密度，kg/m3；u为速度，m/s；p为平均压力，Pa；t为时间，s；x为空间坐标；µ为动力黏度，Pa· s；S为源项；i、j为坐标轴方向分量。

采用标准k-ε湍流模型，引入关于湍动能（k）和湍动耗散率（ε）的通用输运方程，与方程（1）和方程（2）构成封闭方程组，其控制方程形式见参考文献［2］。

3　问题分析

采用超声波流量计对各支管流量进行了测量，并使用Flowmaster软件，建立了氢冷却器冷却水系统管网仿真模型。计算结果表明，GRH401RF所在支管实测流量最低，与该氢冷却出口氢气温度偏高的现象相对应。

为比较各支管的阻力系数，采用流体力学经典公式计算。计算结果表明，4根支管的阻力系数基本一致，GRH401RF的出口流量计算值与实测值相差较大，达到22.4%。分析认为，其主要原因是仿真模型中对母管的模拟采用4个三通串联进行近似计算，但母管尺寸较大，支管间隔太短（母管直径355.6 mm，支管直径219.1 mm，支管间距500 mm，入口离支管700 mm），所以导致计算结果存在较大的不确定度。

为获取母管的流量分配特性，使用CFX软件建立入口母管三维仿真模型。入口边界采用平均速度入口条件；出口边界认为水流已充分发展，给定静压，并假设各支管出口静压相同；壁面边界采用无滑移条件和标准壁面参数，采用标准k-ε不可压缩模型，不考虑壁面与环境的传热，计算边界条件如表1所示。

表1　母管边界条件Table 1　Boundary condition of inlet main pipe

计算得到母管流速及静压分布图如图2、图3所示。在假定各支管出口静压一致的情况下，各支管的流动状态存在着较大的区别。由于母管入口端离各支管较近，母管中水流在母管中未得到充分发展就进入各支管，造成各支管流动不稳定，离入口越近，流动越不稳定。离入口较远的支管3、支管4入口处静压较高，流速偏高，且支管流动较稳定；离入口较近的支管1、支管2入口处静压较低，且流动不稳定，特别是支管1，由于离母管入口端过近，入口处部分流量对支管1进行了直接冲击，造成支管1内流动呈现螺旋上升。分析认为，母管入口处离各支管过近造成流动不稳定，从而引起了支管流量的不均匀。

图2　入口母管流速分布图Fig.2　Velocity distribution map of inlet pipe

图3　入口母管静压分布图Fig.3　Static pressure distribution map of inlet pipe

4　系统改进措施

4.1模型修正

由于入口母管结构较为复杂，通过CFD方法无法得到管网仿真模型所需的输入参数，根据以上分析结果，考虑对模型进行适当修正，使用实测流量186.845 m3/h作为计算输入，并适当增加GRH401RF所在管路的阻力件，使支管计算值趋近实测值。

根据业主的要求，GRH101RF、GRH201RF、GRH301RF增加115.3 mm的孔板，使用Flowmaster自带孔板模型，结合修正后的仿真模型，利用Flowmaster流量配平计算模块进行流量配平计算，GRH401RF所在支管上增加的孔板孔径初步确定为122 mm。

4.2孔板校验

采用CFX对孔板进行仿真分析，孔板模型按孔板前5倍管道内径，下游10倍管道内径进行建模，以保证孔板下游流体压力能得以恢复。模拟采用的边界条件设置如表2所示。

计算得到额定工况下孔板速度流线图及孔板附近压力、速度分布曲线如图4、图5所示。仿真分析得到的结果如表3所示。

从表3可以看出，采用Flowmaster计算出来的孔板压降最小，因此，采用Flowmaster计算的孔板孔径将最保守，保证了后续优化调整的适当裕量。综合以上分析，确定在GRH401RF所在管路上增加孔径为122 mm的孔板。

表2　孔板边界条件Table 2　Boundary condition of orifice

图4　孔板速度分布图Fig.4　Velocity distribution map of orifice

图5　孔板压降（轴向）分布曲线Fig.5　Pressure reduction distribtution map（axial）

表3　孔板计算压降对比Table 3　Comparison of calculated pressure reduction of orifice

4.3改进效果

机组大修期间，在GRH101RF～GRH301RF出口管路上安装孔径为1 1 5.3 m m孔板，GRH401RF出口管路安装孔径为122 mm的孔板后，实测结果表明，建立的仿真模型能较好地对系统管路进行模拟仿真，计算流量与实测流量误差较小，改进措施有效地解决了冷却水分配不均的问题。

5　结束语

通过对大亚湾发电机氢气冷却系统流量分配不均的问题进行计算分析，得到结论如下：

1）管路流量的不均匀主要因母管入口端离各支管较近，水流在母管中未得到充分发展，造成各支管流动不稳定，离入口距离越近，支管流动越不稳定。

2）建立的仿真模型能较好地对系统管路进行模拟仿真，通过在各支路安装合适孔径的孔板，实现了各支路流量的平衡。

［1］ 孔繁余，张洪利，高翠兰，等. 基于流场数值模拟的磁力驱动冷凝泵入口流动分析［J］. 核动力工程，2010，31（2）：37-41.（KONG Fan-yu， ZHANG Hong-li， GAO Cui-lan， et. al. Inlet Flow Analysis for the Magnetic Driven Condenser Pump Based on Flow Field Numerical Simulation［J］. Nuclear Power Engineering， 2010， 31（2）：37-41.）

［2］ 何宁，赵振兴. 某水电站2号孔板泄洪洞水流三维数值模拟［J］. 水电站设计，2010，26（3）：36-38.（HE Ning， ZHAO Zhen-xing. 3D Nmerical Smulation of Water Flow at the Flood Release Orifice of 2# Orifice Plate of Certain Hydropower Plant ［J］. Design of Hydropower Plant， 2010， 26（3）：36-38.）

Analysis and Improvement of Cooling Water System for Hydrogen Cooler of Daya Bay NPP

ZENG Chang，ZHAO Yu，DUAN Yong-qiang，YU De-yong
（National Key Laboratory for Reactor System Design Techniques，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

Cooling water unbalanced distribution in the four hydrogen coolers of the electric generator of Daya Bay NPP results in big hydrogen temperature difference，so that the steady operation of NPP is influenced. CFX and flowmaster are adopted to analyze the hydrogen cooler cooling water system and resistance force influence factor， then an improved project has been proposed. As the analysis results show，the simulation model could precisely simulate the practical system operation condition，the improved project could effectively solve the problem of cooling water unbalanced distribution in hydrogen coolers.

hydrogen cooler； cooling water system； Daya Bay NPP

TM623Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）02-0117-04

TM623

A

1674-1617（2015）02-0117-04

2015-01-02

曾 畅（1985—），男，工程师，硕士，从事核动力装置及系统设计工作。