“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统研究

邢继, 孙中宁, 于勇, 丁铭

(1.中国核电工程有限公司, 北京 100840; 2.哈尔滨工程大学 核科学与技术学院,黑龙江 哈尔滨 150001)

发展核电是既定的国家战略,保证核安全是实现国家战略的基石。日本福岛核事故发生后,国务院于2012年10月24日召开了常务会议,讨论通过了《能源发展“十二五”规划》。规划要求“按照全球最高安全要求新建核电项目,新建核电机组必须符合三代安全标准”。核安全监管当局也在2012年发布了《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》,要求“十三五”及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。要实现此目标,其关键是：当发生全厂停电事故时,仍能高效排出安全壳内的巨量衰变热,保证电站的最后一道实体屏障——安全壳不会超压破坏。

“华龙一号”(Hua-long pressurized reactor 1000,HPR1000)是我国自主设计的首个百万千瓦级第三代核电机组,采用了能动与非能动相结合的设计理念[1-3]。其中,非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)是HPR1000三大非能动安全系统之一,其运行不依赖于外部动力,仅通过利用重力和流体密度差等自然力驱动工质循环流动,保证即使发生全厂断电事故,也能为安全壳空间提供有效冷却,实现对安全壳的“全天候”守护,确保安全壳的完整性即使是在堆芯熔化的设计扩展工况(design extension conditions B,DEC-B)下也不会被突破[4-6]。

为了满足HPR1000建设的需要,中国核电工程有限公司与哈尔滨工程大学组成了联合攻关团队,对PCS开展了大量、深入、系统的研究工作,成功完成了PCS的研制。

1 PCS方案设计

HPR1000采用的是双层混凝土安全壳结构。基于这一设计特点,本文初步设计了开式PCS和闭式PCS这2个方案(系统原理示意如图1所示)。其中,开式PCS主要由下降管、内部换热器、上升管、汽水分离器和换热水箱组成;闭式PCS主要由下降管、内部换热器、上升管、外部换热器、稳压器和换热水箱组成。当发生堆芯熔化的设计扩展工况(DEC-B)时,大量的蒸汽被释放至安全壳内,这些蒸汽会以冷凝的方式将热量传递给内部换热器,然后通过冷却水的自然循环流动将热量带至换热水箱,使水箱里的水蒸发,最终将热量散失到大气环境,进而达到使安全壳降温、降压的目的。对于所设计的2个PCS方案,开展了一系列数值模拟分析和实验研究,主要包括[7-8]：

图1 开式和闭式PCS设计方案Fig.1 Schematic of open loop and closed loop PCS

1)开式系统和闭式系统的系统性能对比分析。开式设计方案只设置内部换热器,其优点是传热环节少,系统排热能力强,影响自然循环的因素少,运行更加稳定、可靠,系统不存在失效的风险;其缺点是一旦有传热管发生破损,则意味着安全壳的隔离密封性受到破坏,可能导致放射性物质外泄,不过这一缺点可以通过在上升管和下降管上设置安全壳隔离阀予以解决。

2)系统的启动特性。无论是采用开式PCS设计,还是闭式PCS设计,系统都能快速启动,整个启动过程经历单相自然循环阶段、单相-两相过渡阶段和和两相自然循环阶段,且第1阶段的自然循环流量远低于第3阶段,但由于具有高得多的传热温差,因此前一阶段系统的排热能力一般会高于后一阶段。

3)系统的自然循环流动特性与传热特性。PCS属典型的低热负荷排热系统,自然循环驱动压头比较低,对回路阻力很敏感,因此在布置允许的条件下,应尽量减小回路阻力。只要管路布置得当,就可以保证系统有足够的自然循环能力。一般情况下,上升管路直径应大于下降管路直径,并合理分配系统中各部分的流动阻力占比。

4)系统管路直径对自然循环和排热能力的影响。闭式设计方案的优点是系统的内、外2个换热器与管路构成闭合回路,单一内部换热器或外部换热器发生传热管破损,不影响安全壳的整体完整性,不会发生放射性物质外泄;其缺点是系统传热环节多,整体结构相对复杂,影响自然循环的因素多,系统的排热能力相对较弱,需要更多的传热面积。如果外部换热器的换热能力不足,在极端情况下,回路中的冷却水会因系统压力过度升高而被排挤进入稳压器,进而导致系统的排热能力降低。随着事故的进一步扩大,可能会导致系统失去排热能力。

5)内部换热器与外部换热器的匹配特性。无论采用开式PCS设计,还是闭式PCS设计,系统在单相自然循环和高功率两相自然循环阶段的流动都很稳定,但在单相-两相过渡阶段和低负荷两相运行阶段,系统一般会发生流动波动,这些波动可能对系统运行产生的不利影响需要在后续实验中予以关注。

6)换热水箱与换热器间的布置高度差对系统运行特性的影响。换热水箱与换热器间的布置高差对系统运行的影响具有非线性特征：当高度差较低时,高度差大小对系统的自然循环流量有显著影响;当高度差大于某一临界值后,则系统的运行基本不受高度差变化影响。

7)水箱水位对系统排热能力的影响。水箱水位对开式PCS的排热能力和流动稳定性都有显著影响,尤其是当换热水箱的水位较低时,系统可能面临流动停滞的风险,需要视具体情况采取措施予以克服;闭式PCS本身的自然循环流动基本不受水箱水位的影响,但一旦外部换热器露出水面,则PCS的排热能力就会随着水位的下降而大幅度降低。

2 内部换热器管间流量分配与管外冷凝传热特性

2.1 主要研究内容

HPR1000的PCS采用了开式设计方案,整个系统的排热能力主要取决于内部换热器的性能,因此,内部换热器是PCS的最核心设备。与常规的换热器应用场景不同,HPR1000巨大的安全壳空间、含有大量不凝性气体的管外冷凝传热以及PCS的低驱动压头特征,决定了常用的集中大管束列管换热器在这里不再适用,这些苛刻条件对PCS换热器的研发构成很大挑战。本文设计了Z型、U型和中心型展开式集管换热器,采用数值模拟和实验相结合的方法开展了一系列研究,主要包括[9-12]：

1)换热器结构型式对流量分配的影响;

2)分流联箱和汇流联箱几何尺寸对流量分配的影响;

3)不凝性气体对管外冷凝传热的影响;

4)传热管几何参数对管外冷凝传热的影响;

5)传热管管束排列对管外冷凝传热的影响。

2.2 实验装置

实验装置主要由实验段、汽(气)体供应系统、冷却水系统、实验测量和数据采集系统4个部分组成,实验装置如图2所示,实验参数范围如表1所示。

表1 实验参数范围Table 1 Range of experimental parameters

图2 PCS机理研究实验装置Fig.2 Mechanism research experimental device of PCS

实验段主要由冷凝罐和传热管组成。冷凝罐用直径为0.416 m,高度为3.55 m的304不锈钢制成;传热管竖直安装在冷凝罐内,并沿管高度方向均匀设置了9个温度测量截面和5个氦气浓度测量取样点,每个温度测量截面安装3对热电偶,其中2对用于测量传热管外壁温度,1对用于测量主流气体温度。凝液罐连接在容器底部,用于收集和测量凝液量。实验时,蒸汽、空气和氦气可根据实验需要从实验段上部或下部注入冷凝罐。

汽(气)体供应系统包括蒸汽供应子系统、压缩空气供应子系统与氦气供应子系统3个部分。其中,蒸汽供应子系统由电功率为240 kW、最高运行压力为0.7 MPa的电加热蒸汽锅炉和相关管路、阀门组成;压缩空气供应子系统由排气压力为1.0 MPa、排气量为0.9 m3/min的空气压缩机和储气罐、减压阀、油水分离器以及相关管路、阀门组成;为了保证安全,实验中采用氦气模拟事故中产生的氢气,氦气供应系统由高压氦气瓶、减压阀,及相关管路和阀门组成。

冷却水系统主要由冷却水池、冷却水泵、过滤器、稳压罐以及相关管路和阀门组成,可以采用强迫循环或自然循环方式对传热管进行冷却。

实验中需要测量的参数主要有温度、压力、流量和氦气浓度。其中,冷却水进、出口温度,冷凝罐蒸汽进口温度以及凝液温度采用Ⅰ级T型热电偶测量,实验管壁面温度和冷凝罐气体主流温度采用Ⅰ级K型热电偶进行测量,冷凝罐和蒸汽压力使用精度等级为0.1级的压力变送器测量,蒸汽流量用精度等级为1级的涡街流量计测量,冷却水流量用精度等级为0.5级的涡轮流量计测量,氦气浓度用精度为0.1%的氦气纯度仪进行测量。

2.3 研究结果

1)相比较而言,Z型换热器的管间流量分配最不均匀,中心型换热器换热器流量分配最均匀,分流联箱进口三通附近产生的旋涡是造成中心型换热器管间流量不均匀的主要因素,适当增加中心管节距可显著改善换热器管间流量分配,进而降低换热器流动阻力,并提高换热器的换热能力。

2)分流联箱和汇流联箱几何尺寸对换热器的流动阻力和管间流量分配的均匀性有显著影响,同时增大分配联箱和汇流联箱横截面积可增强换热器流量分配的均匀性。在单相流动条件下,中心型换热器传热管总流通面积与联箱横截面积之比低于3.6时的流量分配均匀性较好。

3)不凝性气体的存在使蒸汽冷凝传热系数大幅度下降,不凝性气体在传热管附近的浓缩聚集是导致冷凝传热系数显著下降的主要原因。与纯蒸汽冷凝相比,含不凝性气体冷凝时,壁面过冷度对传热系数的影响更显著,并表现出多变特征,凝结液膜的导热热阻多数情况下可以忽略不计。

4)传热管径和传热管长对含不凝性气体的蒸汽管外冷凝传热有显著影响：当传热管径比较小时,平均冷凝传热系数随管径的增加而快速下降;当传热管径达到40 mm后,再继续增加管径,则传热系数下降的幅度很小。传热管长度对管外冷凝传热的影响表现出多变特征,即当传热管长度小于2 m,传热系数随管长的增加而快速下降。当传热管长大于3 m时,传热系数又会随管长的增加而呈上升趋势,但上升的幅度不大。

5)在管束条件下,不同传热管周围的不凝性气体层会在部分区域发生叠加,导致传热进一步变差,而在另一些区域又会产生抽吸作用,使传热得到显著增强。因此,传热管排列节距和排数对含不凝性气体管外冷凝有显著影响,通过合理地优化传热管布置,可使换热器的整体传热性能显著改善。

3 PCS综合性能验证实验

3.1 实验目的与实验内容

在前期方案设计和单项基础研究的基础上,研发团队设计出了用于HPR1000的工程级PCS。开展本实验的目的就是为了测试系统的实际排热能力和运行稳定性,考核设备性能是否满足系统需要,并校核自主开发的系统分析程序。主要实验内容包括[13-14]：

1)系统启动实验;

2)系统在设计工况下的排热能力和运行特性实验;

3)系统在非设计工况下的排热能力和运行特性实验;

4)换热水箱水位下降对系统运行的影响实验;

5)设备性能考核实验。

3.2 实验装置

为了完成相关实验,研发团队于2012年在哈尔滨工程大学按全压、全高度1∶1比例建造了PCS性能综合验证实验装置(如图3所示)。该装置主要由冷凝罐组件、换热水箱组件、自然循环回路、汽-气供应系统和实验测量与数据采集系统5个部分组成,主要设计参数如表2所示。

表2 实验装置主要参数Table 2 Main parameters of experimental device

图3 PCS性能综合验证实验装置Fig.3 Comprehensive performance verification experimental device of PCS

3.3 研究结果

1)PCS能够从长期备用状态顺利启动,不会出现滞流或倒流的情况。当反应堆处于设计扩展工况(DEC-B)时,应尽早打开PCS的隔离阀,最迟须在换热器管外环境温度达到换热器管内出口压力下的饱和温度之前开启,否则有可能会导致严重的“汽锤”振动。

2)PCS具有较强的排热能力,其在设计工况下,系统的排热功率远大于设计要求,有充足的设计余量。当内部换热器环境温度降至120 ℃时,系统的排热能力仍能达到长期事故工况要求值的50%以上。

3)PCS从启动至稳定运行工况,经历单相自然循环、单相-两相过渡循环和两相自然循环3个阶段。其中,在单相自然循环阶段,流量较低,流动稳定;在过渡阶段,流量随时间的延长而快速增加,并伴随周期性流动波动;在两相自然循环阶段,流量远高于单相自然循环阶段,流动可以是稳定的,也可以是不稳定的,具体情况主要受加热负荷的影响。当流动不稳定性发生时,系统的排热能力会有所下降,但压力和温度的波动周期一般都比较长,波动幅度也都比较小,因此不会对系统的安全运行构成威胁。

4)换热水箱水位对PCS的排热能力和自然循环有显著影响,本文通过合理设计有效克服了水箱水位对系统自然循环的不利影响,尤其在低负荷条件下,随着水箱水位的下降,系统的自然循环流量和排热功率会大幅度上升,增幅一般能达到40%以上,这一特性对系统的后期运行非常有利。

5)所研制的内部换热器流动阻力小,换热能力强,流量分配均匀,非常适合在自然循环流动条件下使用;所设计的汽水分离器能够对PCS出口的汽-水两相进行有效分离,能有效防止“汽锤”振动的发生,保证系统在各种工况下都能顺利建立自然循环。

6)利用实验结果对自主开发的PCS分析程序进行了核验和修正,修正后的程序对稳态工况预测的结果与实验值间的相对偏差在±10%以内,并能对流动不稳定性起始点和波动特性做出较好的预测,为后续进一步改进系统设计提供了有力工具。

4 安全壳热工水力特性模化实验

4.1 实验目的与实验内容

在安全壳内配置 PCS,会对壳内气体的流动与分层等热工水力行为产生影响;同时,安全壳内的热工水力行为又会反过来影响 PCS的排热能力和运行特性。本实验的目的就是通过模化实验模拟典型的设计扩展工况(DEC-B),检验PCS的有效性,确认安全壳是否存在超温、超压风险,了解壳内的流动与分层特性,分析主要影响因素,为进一步改进PCS和安全壳设计提供依据。主要实验内容包括[15]：

1)典型事故模拟实验;

2)安全壳内热工参数不均匀性模拟实验;

3)内部换热器布置高度影响实验;

4)内部换热器周向非均匀布置影响实验;

5)凝水收集装置影响及收集率实验;

6)内部换热器防护装置影响实验。

4.2 实验装置

为了完成本项目的实验内容,在中国核电工程有限公司廊坊先进核电研究中心建造了安全壳热工水力综合实验装置(platform for integral behaviour of containment,PANGU),如图4所示。其主要系统包括安全壳模拟体、汽-气供应系统、 PCS、控制系统和实验测量与数据采集系统,以及其他附属设施。实验装置模拟比例如表3所示。

表3 实验装置模拟比例Table 3 Simulation scale of experimental device

图4 安全壳热工水力综合实验装置Fig.4 Thermal hydraulic experimental device for containment

4.3 研究结果

1)在事故工况下,所设计的PCS 有较强的排热能力,能够使反应堆事故后安全壳内的压力上升趋势得到有效抑制,压力峰值低于0.52 MPa。即使有30%的PCS失效,剩余的PCS仍可保证安全壳不超压,PCS设计有充足的裕量储备。

2)在事故工况下,PCS内部换热器的冷凝作用会强化安全壳内的气体流动,即使在反应堆事故后的长期冷却阶段,实验中仍在内部换热器管束区测量到0.35 m/s左右的纵向流速,在靠近安全壳壁面附近的流速也达到0.2 m/s左右,这些流动一方面可以改善换热器管外侧的冷凝传热,另一方面对抑制空间温度分层和氢气聚集也有很大帮助。

3)在事故工况下,在壳内隔间和操作平台以上空间(包括穹顶区域)均没有明显的氦气聚集,各处氦气浓度分布比较均匀;发现在长期冷却工况下,换热器管束区附近会出现一定程度的氦气浓缩,但由于管束区的气体流速比较高,氦气的浓缩程度很低,在工程中,一般不会带来额外的氢气风险。

4)在事故工况下,当安全壳内压力处于上升阶段时,空间温度分布会比较均匀,一般不会发生明显分层;当壳内压力由上升转为下降并持续较长时间时,气体温度会发生分层并逐渐加重,且压力下降的速度越快,则温度分层也会越严重。不过,如果持续的时间足够长,且压力下降比较缓慢或基本不变,则温度分层将不明显,且分层的程度会随着时间逐渐减小,直至基本消失。最重要、明显的温度分层发生在操作平台与穹顶之间区域,测量到的最大温差约为16 ℃。

5)事故破口的位置和方向、内部换热器的安装位置,以及换热器周围设施的布置情况,对PCS的排热能力没有明显影响,工程中可根据实际情况比较灵活地选择换热器的安装位置。凝水收集装置对PCS凝水的收集率在90%以上。

5 结束语

2011年启动PCS研究工作以来,中国核电工程有限公司与哈尔滨工程大学组成联合研发团队,紧密合作,进行了一系列方案筛选和基础研究探索。通过大量的实验和理论分析,完成了系统和设备的研制,设计出了可供工程使用的PCS,并通过1∶1大型实验装置对所研制系统的综合性能进行了实验验证。结果表明,所设计系统能够顺利启动,平稳运行,系统的排热能力远大于设计要求,实现了预期的设计目标。

在完成上述工作的基础上,研发团队还利用综合验证实验装置,协助生态环境部核与辐射安全中心(代表核安全监管当局)和福建福清核电有限公司(代表HPR1000首堆业主),完成了PCS的第三方独立实验验证。结果表明,即使在实际极不可能发生的事故模拟工况下,系统仍能顺利启动并保持正常运行,系统的优越性能得到第三方的充分肯定。

虽然实验已经证明所研制的PCS有很强的排热能力,但HPR1000设计配备的PCS数量是否够,配备有PCS的安全壳是否真的能够应对设计扩展工况(DEC-B),在安全壳内配备PCS是否会带来不可接受的负面影响,这些仍是许多人心中的疑虑,更是核安全监管当局的关注焦点。为了打消这些疑虑,研发团队在中国核电工程有限公司廊坊先进核电研究中心建造了自由容积达到1 000 m3的安全壳热工水力综合实验装置,对PCS-安全壳的耦合响应特性进行了充分的实验。结果表明,即使失去30%的排热能力,PCS仍在假想的最严重事故下确保安全壳的完整性,PCS的设计和配备数量是合理的,有充足的工程余量,且不会带来有害的负面作用。

目前,所研制的PCS已在福清5、6号机组、漳州1、2号机组和巴基斯坦卡拉奇核电站的2、3号机组获得应用,并确定在华龙系列机型建设中继续使用。与此同时,进一步的研究工作也没有停止,追求更高、更好是研究团队不变的信念,努力争取在不久的将来能够研制出新一代的PCS,将系统的排热能力大幅提高至足以应对基准事故的水平。

致谢：

感谢国家能源局、科学技术部、国家自然科学基金委、中国核工业集团有限公司给予的资金支持,感谢中国核电工程有限公司和哈尔滨工程大学的信任与支持,感谢研发团队成员的不懈努力和辛勤付出,感谢所有提供支持和帮助的人们。