先進壓水堆核電廠安全殼內濾網設備壓損研究

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)

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先進壓水堆核電廠安全殼內濾網設備壓損研究

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，安全殼內濾網設備用于過濾失水事故后循環冷卻水中的雜質，確保非能動堆芯冷卻系統(PXS)正常運行。壓損是濾網設備重要性能指標，濾網設備壓損不能超過規定限值，以保證事故后有足夠的循環冷卻水可以冷卻堆芯。濾網設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設備的各部分壓損值。研究結果表明，在電廠極限工況條件下，該新型濾網設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的設計要求值。本研究結果為此種新型濾網設備下一步投入實際使用奠定了堅實基礎。

濾網；AP1000；核電站；數值計算

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

AP1000機組一旦發生冷卻劑喪失(LOCA)事故(即失水事故)，非能動堆芯冷卻系統(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[3]。在此事故過程中，安全殼內會產生大量的雜質，其中有相當部分的雜質可能混入循環冷卻水中。為保證堆芯冷卻水循環有效進行，設置了專門的濾網設備對冷卻水中的雜質進行過濾。如果濾網設備被雜質堵塞，可能會使憑重力驅動的循環水壓頭不足，導致沒有足夠的循環冷卻水注入堆芯，影響堆芯余熱的排出。

為降低濾網設備的壓損，保證循環冷卻水有足夠的壓頭，根據此前在運機組的經驗反饋，AP1000機組在系統設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設備的雜質量；合理設計濾網設備，降低濾網表面流速，對濾網設備設置圍堰，防止大雜質碎片因循環水流速過快夾帶到濾網表面，從而減少在濾網設備上的循環水壓頭損失[5]。

通過合理設計濾網設備的結構，增大濾網設備的過濾面積，也可以減小濾網設備的壓損。

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

1 濾網設備簡介

對于AP1000機組，安全殼內濾網設備有多種方案，比如CCI公司設計的濾網設備為“口袋式”，該形式濾網設備單位布置空間內過濾面積大，但是結構形式較復雜，加工難度高。

本文研究的濾網設備采用“盒式”結構。該結構形式在保證足夠過濾面積的前提下，結構簡單，制造成本低。

AP1000機組安全殼內濾網設備根據布置位置的區別分為安全殼內換料水箱(IRWST)濾網和安全殼再循環(CR)濾網。IRWST濾網用于過濾IRWST內的循環冷卻水。整個IRWST濾網分為A、B、C三列布置。IRWST濾網A、B列分別各布置5個過濾模塊，結構如圖1所示。C列共布置10個過濾模塊，結構如圖2所示。

圖1 IRWST濾網A/B列結構示意圖Fig.1 The schematic of IRWST screen A/B

圖2 IRWST濾網C列結構示意圖Fig.2 The schematic of IRWST screen C

CR濾網用于再循環工況下循環冷卻水的過濾，整個CR濾網分為A、B兩列布置。CR濾網A、B列各布置18個過濾模塊，如圖3所示。各列濾網由于布置空間的關系，高度有所不同，濾網設備相關設計參數如表1所示。

研究整個濾網設備的壓損時，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值模擬的方式計算求得。

圖3 CR濾網A/B列結構示意圖Fig.3 The schematic of CR screen A/B

表1 濾網設備參數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，相加即可獲得濾網設備的總壓損。將其與AP1000的電廠設計要求進行對比，從而判斷本濾網設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 濾網過濾模塊外形圖Fig.4 The schematic of screen module

圖4即為濾網試驗樣機。該樣機采用濾網設備的一個過濾模塊構成。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階段特定循環水的水質條件(雜質類型和雜質濃度)、水溫條件以及冷卻劑的過濾循環過程。整個試驗回路由透明有機玻璃水池，循環泵，加熱器和相應的連接管路構成，并設置有相應的溫度、流量和差壓傳感器，溫度控制系統和數據采集系統。

2.2 試驗參數

AP1000核電廠IRWST濾網和CR濾網極限工況條件下總流量均為950m3/h，但由于IRWST濾網的布置過濾面積小于CR濾網，因此IRWST濾網表面流速更快。此外，根據設計條件，單位過濾面積條件下，IRWST濾網的雜質負荷更大。故從保守性考慮，壓損試驗輸入參數采用IRWST濾網相關設計參數，試驗結果可以包絡CR濾網過濾部分壓損。

試驗流量和試驗雜質量基于實際濾網表面流速和表面雜質負荷與試驗樣機濾網相同原理，經過換算得出。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；S1——IRWST濾網布置過濾面積；S2——試驗樣機過濾面積；Q1——IRWST濾網最大工作流量；Q2——試驗樣機流量；

其余各種雜質計算過程與流量一致。計算后數據如表2所示。

表2 試驗輸入參數Table 2 Input parameters of test

試驗中采用顆粒、纖維和化學沉淀物來模擬核電廠事故后產生的各種雜質。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；化學沉淀物包括NaAlSi3O8、Zn3(PO4)2和Ca3(PO4)2，采用化學合成的方法進行制備。試驗溫度設置為比室溫高10 ℃左右，并保持試驗時溫度穩定。

2.3 試驗結果及分析

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

表3 流量-壓損測試結果Table 3 Test results of flow rate and head loss

濾網設備實際運行時為反應堆冷卻劑系統發生失水事故時，此時安全殼內處于高溫、高壓狀態，循環冷卻水的溫度高于100 ℃。正常情況下模擬此類水溫難度極大，故需要對試驗數據進行溫度修正，從而獲得濾網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，根據試驗測出的流量、壓損數據，進行溫度修正得到事故后極限工況下的過濾部分壓損值。

結合表3的流量壓損數據，并結合文獻[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，全部按照實際設計流量和濾網尺寸來進行計算。

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

圖6 IRWST濾網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C列匯流槽三維模型Fig.7 IRWST screen C flow channel 3D model

圖8 CR濾網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

設定的輸入條件如下：

(1) IRWST濾網布置如圖9所示，待過濾的冷卻水通過A、B、C三列濾網過濾后流出，C列濾網過濾的水需經過A、B列濾網匯流槽排出。IRWST濾網總過濾流量為950m3/h，假設C列過濾流量為475m3/h，從C列濾網兩端流到A或B列匯流槽的流量為237.5 m3/h，A列或B列濾網過濾的流量為237.5m3/h；

圖9 IRWST濾網布置圖Fig.9 The layout diagram of IRWST screen

(2) CR濾網總共兩列，假設每列濾網通過流量為475 m3/h；

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

(4) CR濾網設計與IRWST濾網相同，只是模塊數量和模塊擺放不一致，本計算假設相同。

3.1.1 入口條件

設定濾網設備過濾部分為流道部分的質量流量入口。

根據上文中的流量要求進行質量流量的分配，流道部分每列濾網的入口流量和流速分別根據設計流量平均分配得到的，設定入口流速方向垂直于流道。

3.1.2 出口條件

出口設定為自由出流，在進行Fluent模擬時，當模擬計算結果收斂，根據質量守恒原則，出口總流量應與入口總流量大小相等，這是驗證模擬計算可靠性的標準之一。

3.1.3 壁面條件

壁面靜止、絕熱，而且無內熱源。

3.2 數學模型

在失水事故工況下，循環冷卻水為過冷水，因此可認為是不可壓縮三維流動。根據通過濾網設備的循環冷卻水流量，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態不可壓縮模型，采用顯式離散化求解器；差分采用一階迎風格式，SIMPLE算法進行求解；選用標準k-ε湍流模型對每列匯流槽流道進行模擬計算。通過聯立求解連續性方程、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的流場分布，具體數學模型如下：

(1) 控制方程

在直角坐標系形式的絕對參考系下，流動狀態滿足連續性方程和動量方程[7]。

連續性方程：

(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；μ——動力黏度，Pa·s；S——源項；i、j——坐標軸方向分量。

(2) 湍流方程

采用標準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；Gk——時均速度梯度產生的湍流動能；

σk、σε——k方程和ε方程的湍流普朗特數(根據經驗取σk=1.0、σε=1.3)；

Sk、Sε——源項；

Cμ、C1ε、C2ε——常數，這些常量是從試驗中得來的，根據經驗取Cμ=0.09，C1ε=1.44，C2ε=1.92。

3.3 計算結果

濾網流道各部分壓損和流量計算結果如表4所示。

表4 流道壓損計算結果Table 4 The results of flow channel head loss

計算結果表明，對于IRWST濾網在設計流量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濾網的流道壓損為0.114kPa。

對于CR濾網，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 結論

本文介紹了一種用于AP1000核電廠的新型濾網設備。并通過試驗和計算的方法求出了該設備在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 濾網壓損試驗結果Table 5 The results of screens head loss test

由于IRWST濾網工作工況更惡劣，故過濾部分壓損統一采用以IRWST濾網工況為試驗輸入，得到的壓損值為0.329kPa；流道部分經計算CR濾網的壓損值較大，為0.636kPa。這樣濾網設備在極限工況條件下，最大壓損為0.965kPa，遠遠小于1.72kPa的設計要求值。說明本濾網設備在壓損性能方面完全符合AP1000核電廠的技術要求。通過本壓損試驗研究，為該型濾網設備將來實際應用打下了堅實基礎。同時也為CAP1400等AP1000類似機組相關濾網設備的研發積累了經驗。

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[3] 林誠格. 非能動安全先進核電廠AP1000[M]. 北京: 原子能出版社,2008: 138-148.

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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

國家能源應用技術研究及工程示范項目(NY20140203)

殷 勇(1970—)，男，四川人，高級工程師，現主要從事核電設備研發與設備鑒定工作

TL353+.9

A

0258-0918(2017)03-0367-07