非能动余热排出系统自然循环特性研究

李鹏拯 李勇全 朱东保 刘少有 朱智强 孔夏明 王建军

摘要：非能动余热排出系统是海洋核动力平台重要的非能动安全系统之一，为研究其非能动余热排出系统瞬态自然循环特性，搭建了功率比为1：50的实验装置，分析了投运压力、摇摆周期和摇摆幅度对非能动余热排出系统瞬态自然循环特性影响。研究结果表明：非能动余热排出系统运行前期，系统投运压力越大，回水质量流量和蒸汽质量流量就越大;随着系统持续运行，换热水箱水温逐渐升高，竖直方向出现温度分层;摇摆条件下非能动余热排出系统凝水流量周期性波动，波动周期与摇摆周期一致;在本实验研究中，摇摆条件下系统可以建立稳定的自然循环。本文可为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供参考。

关键词：自然循环;非能动余热排出系统;热分层;摇摆;海洋核动力平台

中图分类号：TL33    文献标志码：A

Research of Natural Circulation Characteristics of Passive Residual Heat Removal System

Li Pengzheng1， Li Yongquan1， Zhu Dongbao1， Liu Shaoyou1， Zhu Zhiqiang1， Kong Xiaming1， Wang Jianjun2

（1. Wuhan Second Ship Design & Research Institute， Wuhan， Hubei Province， 4302002 China; College of Nuclear Science and Technology， Harbin Engineering University， Harbin， Heilongjiang Province， 150001 China）

Abstract： The passive residual heat removal system is one of the important systems for the safety of floating nuclear power plant reactors. In order to study its natural circulation characteristics of different operation pressures and rolling motions， the natural circulation characteristics of passive residual heat removal system was analyzed by building up a 1：50 proportional test device. The results show that the higher the system pressure， the greater the return water mass flow and steam mass flow in the early stage of operation of the passive residual heat removal system. The water temperature rises gradually which leads to a thermal stratification phenomenon in the tank. The stable natural circulation is established during the experiments under rolling motions. This paper can provide a reference for the design of floating nuclear power plant reactor safety system.

Key Words：Natural circulation; Passive residual heat removal system; Rolling;Floating nuclear power plants

福岛事故后，非能动余热排出系统（PRHR）由于其固有安全性，被广泛地应用于第三代反应堆安全系统设计之中[1-5]。我国核安全局核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2004）规定：“必须充分考虑事故条件下丧失厂外电源情况下的堆芯余热导出能力，以便缓解事故的后果”。海洋核动力平台由于远离陆地，发生全船断电及能动余热排出系统失效时，难以及时获得陆地资源支持，属于事实上的“孤岛”。因此，我国海洋核动力平台设计采用PRHR将停堆后的反应堆余热输送到最终热阱，以防止燃料包壳烧毁和堆芯熔化[6-7]。由于海洋核动力平台和大型核动力船舶受海洋自身条件限制和环境影响，其蒸汽发生器液位高于海面，无法利用舷外侧海水冷却，因此其采用换热器浸没在水箱中的二次侧非能动余热排出系统方案。

与陆上堆不同，海洋核动力平台受风、浪、涌等海洋环境影响，会使其处于倾斜、起伏和摇摆等一系列的复杂运动状态，造成反应堆各系统和设备热工水力特性发生变化，可能影响海洋核动力平台PRHR运行能力[8-9]。因此有必要对海洋条件下海洋核动力平台的PRHR的自然循环特性进行研究。

国内外研究人员对陆上堆的非能动余热排出系统进行了大量研究[10-13]。陈炳德等[10]对AC600二次侧非能动余热排出系统进行了实验研究，结果表明采用液柱启动的二次侧非能动余热排出系统可以导出堆芯余热。Park等[11]对韩国SMART反应堆的二次侧非能动余热排出系统进行了實验研究，主要分析了阀门开启时间、初始水装量对其非能动余热排出系统运行特性影响。李亮国等[12-13]针对国内二代加型百万千瓦级压水堆电厂改进项的二次侧非能动余热排出系统进行了相关实验研究，实验结果表明低压低功率下系统会出现流动不稳定性。熊万玉等[14]使用RELAP/MOD3.3对二次侧非能动余热排出系统的启动特性及其影响因素进行了分析研究。针对海洋核动力平台，黄甫幼明[15]提出了3种非能动余热排出方案，使用RELAP5系统分析程序，比较分析了海洋条件下3种方案性能特点。622F521B-F5D9-411B-9446-06BFD1B6AB4D

可以看出目前关于非能动余热排出系统的主要的研究方法是实验研究和系统分析程序仿真计算，研究对象主要为陆上三代和二代加反应堆，对于海洋核动力平台非能动余热排出系统研究较少，尤其是缺少海洋条件下的相关实验研究支持。因此，对海洋核动力平台非能动余热排出系统进行相关实验研究是有必要的。

为了分析实际运行工况下海洋核动力平台PRHR自然循环特性，评估海洋条件对海洋核动力平台非能动安全系统运行的影响。本文采用实验研究的方法，通过模化分析后搭建的功率比1：50的实验装置分析了海洋核动力平台PRHR自然循环特性，探究了PRHR投运压力和摇摆运动对海洋核动力平台PRHR压力变化速率、流量波动特性、回水温度和热阱热分层的影响。为进一步研究海洋核动力平台非能动安全系统提供了参考。

1 实验装置设计

1.1 实验装置

非能动余热排出系统实验装置如图1所示。

实验装置主要由补水箱、补水泵、实验水箱、U型电加热器、蒸汽发生器、非能动余热排出换热器、测量仪器和采集系统等组成。测量仪表有K型热电偶、功率表、液位计、涡街流量计、质量流量计、压力变送器、压差传感器等，测量系统为NI采集系统，实验装置如表1所示。

海洋核动力平台非能动余热排出换热器传热管采用经磨光并抛光的304不锈钢管，蒸汽发生器模拟海洋核动力平台立式自然循环蒸汽发生器，其尺寸和功率由模化分析确定。第三代反应堆中PRHR HX放置在专设的水箱之中，由于海洋核动力平台和大型核动力舰船空间紧凑，故其PRHR HX放置在低压安注箱中，本文使用带有可视化窗口的实验水箱代替低压安注箱。实验水箱内装有常压下冷却水，其液位远高于非能动余热排出换热器上部管段。整个实验装置均使用硅酸铝保温棉包裹，以减少装置散热对实验结果的影响，实验工况如表2所示

1.2 实验参数测量

本文中的非能动余热排出换热器外壁测温点布置如图1所示，在于其等高的位置均匀布置水箱冷却水温度测点。通过两个铠装热电偶测量换热器入口处蒸汽温度和回水管段凝水温度。同时，在蒸汽管路和回水管路布置涡街流量计和质量流量计测量蒸汽流量和凝水流量，在蒸汽发生器上腔室开孔安装压力变送器测量蒸汽发生器内部压力。

1.3 实验原理

蒸汽发生器产生的饱和蒸汽进入非能动余热排出换热器，饱和蒸气在非能动余热排出换热器内被水箱中冷却水冷却冷凝为单相水，然后经换热器管外单相自然对流或池沸腾换热将电加热器产生的热量（模拟一回路输入能量）传递至热阱（即本文中的实验水箱），依靠PRHR冷、热段密度差形成的自然循环持续的排出反应堆余热，防止海洋核动力平台燃料包壳损坏和堆芯熔化。

1.4  实验方法

实验装置完成排气后，实验步骤如下。

（1）向蒸汽发生器注水至预定液位，打开电加热器，功率设定为预定值，隔离非能动余热排出换热器上下游阀门（模拟正常运行时隔离PRHR），控制回路温度上升速率小于2 ℃/min。

（2）向实验水箱注水至预定液位。

（3）当压力到达设定值后，调节辅助换热器上下游阀门开度，控制冷却水流量，使系统稳定运行30min（模拟船上二回路运行）。

（4）打开液压摇摆台控制系统，设定摇摆角度和摇摆幅度，启动摇摆台（模拟海洋核动力平台摇摆环境）。

（5）关闭辅助换热器上下游阀门（模拟隔离二回路侧），打开非能动余热排出换热器上下游阀门（模拟投运PRHR），打开采集系统记录实验数据。

（6）当水箱温度全部达到饱和温度，系统压力长时间保持稳定，实验结束，关闭蒸汽发生器电加热器，打开排气阀，对回路降温降压。

2 实验结果与分析

本文为直接复现研究海洋核动力平台非能动余热排出系统中的两相流动的现象及其变化规律，为避免复杂的物性变化带来的问题，实验采用等温、等压模拟原则，研究其瞬态自然循环特性。

2.1 投运压力对运行特性影响

图2所示不同投运压力下蒸汽发生器压力变化规律。在不同投运压力下，蒸汽发生器压力均一直下降，说明海洋核动力平台非能动余热排出系统可以正常运行;非能动余热排出系统投运压力越大，蒸汽发生器压力下降速率越快;系统投运后，蒸汽发生器压力逐渐降低，压力下降速率也逐渐降低，直至系统压力稳定;大约1000s后，蒸汽发生器压力降至1.5 MPa左右并保持稳定。

图3和图4所示为不同投运压力下非能动余热排出系统蒸汽流量和凝水流量。系统投运后，凝水流量和蒸汽流量达到峰值;由于启动方式为液柱启动，因此凝水流量峰值远大于蒸汽流量峰值，系统启动初期，凝水为原换热器内部液柱存水;非能动余热排出系统投运压力越大，回水质量流量和蒸汽质量流量就越大，原因是系统压力越大，蒸汽冷凝换热系数越大，非能动余热排出换热器排热功率越大，因此蒸汽流量和凝水流量就越大;随着蒸汽发生器压力下降，蒸汽冷凝换热系数逐渐降低，凝水质量流量越来越低，同时凝水质量流量也略大于蒸汽质量流量。

图5所示为不同投运压力下非能动余热排出系统凝水水温。投运压力越大，相同投运时间凝水温度越高，根据换热器出口水温变化趋势，可以将凝水温度变化分成以下5个区。

（1）回水水温下降区，非能动余热排出系统启动方式为液柱启动，启动前液柱水温高于换热水箱水温，系统投运后，传热管内液柱流入蒸汽发生器，傳热管液柱与管壁对流传热系数大于投运前与管壁的传热系数，故启动后换热管出口温度会迅速下降，此时回水并不是蒸汽凝水，回水流量为虚假凝水流量。

（2）凝水水温上升区，传热管启动液柱全部流出换热器后，蒸汽在传热管内冷凝后的凝水流至换热器出口，所以出口水温迅速增大。

（3）凝水水温第一稳定区，此区域内凝水温度基本稳定，根据图3可知，此区内凝水流量基本稳定，入口蒸汽温度逐渐降低，水箱水温逐渐上升，但传热管下部管段周围区域水温仍然处于室温。622F521B-F5D9-411B-9446-06BFD1B6AB4D

（4）凝水水温逐渐上升区，此区域内系统凝水流量和系统压力基本稳定，传热管下部管段周围区域水温随着系统运行逐渐升高，如图6所示，随着C型传热管下水平管附近水温逐渐升高，对传热管内凝水冷却能力大幅下降，导致换热管出口凝水温度升高。

（5）凝水水温第二稳定区，在此区域内系统压力、入口蒸汽温度和凝水质量流量基本稳定，水箱水温接近饱和温度，系统進入准稳态状态。

图6所示为水箱内冷却水温度分布规律。系统投运后，非能动余热排出换热器逐渐将热量排至水箱，水箱水温逐渐升高，水箱在垂直方向出现了明显的温度分层现象，随着水箱水温逐渐升高，垂直高度上水温逐渐趋向饱和温度，水箱温度分层逐渐消失。

2.2 摇摆对系统运行特性影响

图7所示为摇摆条件下蒸汽发生器压力变化规律。摇摆条件下，蒸汽发生器压力下降速率明显大于静止工况，原因是前期换热器通过管壁与水箱内冷却水自然对流导出热量，摇摆运动加剧了水箱内冷却水搅混程度，增强了管壁水箱冷却水换热能力，同时摇摆运动增强了换热器内蒸汽冷凝换热系数，提高了换热器排热能力。

图8所示为摇摆条件下非能动余热排出系统凝水流量变化规律。摇摆条件下非能动余热排出系统回水流量变化趋势与水平静止时相同;由于摇摆附加力的作用，摇摆条件下系统回水流量发生周期性波动，其波动周期与摇摆周期一致，摇摆幅值越大，流量波动幅度越大。

图9所示为摇摆条件下非能动余热排出系统凝水温度变化规律。摇摆条件下回水温度变化趋势与水平静止条件时相同;摇摆条件下回水温度低于水平静止条件下回水温度，原因是相同投运时间时摇摆条件下蒸汽发生器压力低于静止工况，摇摆运动增强换热器换热能力，使凝水得到了更好的冷却，所以摇摆条件下非能动余热排出系统凝水温度低于静止工况。

3 结论

本研究针对海洋核动力平台，对其非能动余热排出系统进行了实验研究。通过实验可以得到如下结论：（1）非能动余热排出系统投运压力越高，运行前期回水质量流量和蒸汽质量流量越大，蒸汽发生器压力下降速率越大;（2）非能动余热排出系统投运后，换热水箱内会出现明显的热分层现象;（3）摇摆条件下系统回水流量出现周期性波动，摇摆幅值越大，回水流量波动越剧烈。（4）本实验研究的实验装置在摇摆条件下非能动余热排出系统均建立了稳定的自然循环。

参考文献

[1] 李文凯，李平，李文双，等.CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施[J].核动力工程，2021，42（1）：167-171.

[2] 李峰，刘昌文，吴清，等.华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证[J].核动力工程，2019，40（S1）：28-31.

[3] TAO J Q，GU H Y，XIONG Z Q， etal. Investigation on transient thermal hydraulics of reduced scale passive residual heat removal heat exchanger in tank[J].Annals of Nuclear Energy，2019，130：245-251.

[4]陈凯伦.熔盐堆非能动余热排出系统特性研究[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2018.

[5] 王晨阳.船用非能动余热排出系统可靠性分析方法研究[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2020.

[6] 陈艳霞，朱成华，郭健，等.海上浮动核电站总体设计初探[J].核动力工程，2021，42（3）：171-176.

[7] 郭翔，孔凡富，朱成华，等.浮动核电站设计中的安全准则研究[J].核动力工程，2021，42（4）：244-249.

[8] 程坤，谭思超.海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展[J].哈尔滨工程大学学报，2019，40（4）：655-662.

[9] Liu D，TIAN W，XI M.Study on safety boundary of flow instability and CHF for parallel channels in motion[J].Nuclear Engineering and Design，2018，335：219-230.

[10] 陈炳德，宗桂芳，李长林.AC600非能动安全系统首期实验研究[J].核动力工程，2000（1）：63-67.

[11] PARK H S， CHOI K Y， CHO S， et al. Experiments on the performance sensitivity of the passive residual heat removal system of an advanced integral type reactor [J]. Nuclear Engineering and Technology， 2009，41（1）：53-62.

[12] 李亮国，苏前华，严超，南宗宝，柳红超，孙振邦，吴小航，卢冬华.二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性研究[J].原子能科学技术，2019，53（7）：1272-1279.

[13] 李亮国，苏前华，郝陈玉，等.二次侧非能动余热排出系统运行及换热特性研究[J].核科学与工程，2020，40（4）：532-539.

[14] 周磊，郗昭，熊万玉，等.基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析[J].核动力工程，2012，33（06）：72-75.

[15] 皇甫幼明.基于RELAP5的海上浮动电站二次侧非能动余热排出系统设计与研究[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2019.622F521B-F5D9-411B-9446-06BFD1B6AB4D