小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

2023-11-08 05:18严一鸣郝承明曲自信范广铭王建军
核科学与工程 2023年4期
关键词:含氧量抽气稳压器

严一鸣,郝承明,曲自信,程 杰,*,范广铭,王建军

(1.哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江 哈尔滨 150001;2.中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213)

压水堆在冷启动过程中要对一回路进行排气与充水,目前主要的排气方法有传统的静态与动态联合排气和AP1000 等机组的抽真空排气两种。在传统的静态与动态联合排气过程中,由于蒸汽发生器中的倒“U”型传热管结构,需要反复点动主泵,将倒“U”型传热管内难以排出的空气,赶到一回路系统内局部高点的排气阀处排出,耗时较长步骤冗杂[1]。抽真空排气方法则是通过对一回路进行抽气,减少一回路内的空气总量,使得残留在一回路内的氧气大大减少,此方法可以减少排气除氧的操作步骤,从而缩短启动所需时间。

目前的抽真空启动研究主要针对于大型核电站,谭海波[2]、王昌科[3]等人对一回路抽真空排气原理、实施方法及优缺点进行了介绍,抽真空启动的优点包括:可缩短启动所需时间,减少在移除蒸汽发生器传热管顶部滞留气体过程中气体对主泵的冲击。但是也有研究者发现了抽真空启动过程中存在的一些问题:在抽气过程中主泵定子腔室与一回路之间的压差问题[4-6],负压下一回路存在冷却水沸腾风险[7,8]。秦余新等[7]提到目前的核电站抽真空启动会导致一回路压力和温度超出运行许可图限值条件的运行事件,美国Diablo Canyon 核电站、Indian Point 核电站均发生过类似事件[9,10]。张迎强[11]对岭澳核电站进行过的抽真空启动进行了介绍,Pearl 等[12]对Vermont Yankee 沸水堆的启动与停堆过程中的含氧量变化进行了分析,表明抽真空可有效降低启动过程中的冷却水含氧量,以减缓腐蚀的发生。

小型核动力装置一回路水装量远小于核电厂,且结构相对简单,目前未有针对小型核动力装置抽真空启动的相关研究。由于目前对于小型核动力装置抽真空启动的研究较为缺乏,而小型核动力装置水装量、附属设备、流动阻力特性的特殊性导致通过大型核电站得到的结论并不适用。因此本文搭建与小型核动力装置一回路布置形式一致的实验回路,开展抽真空启动实验,研究在启动过程中一回路内的压力、温度、含氧量等参数变化规律,分析抽气压力(抽真空完成后主回路所保持的压力)和稳压器与回路之间冷却水温差对氧含量的影响。本研究结果可为小型核动力装置采用抽真空启动方案时提供参考。

1 实验装置及实验方案

本文参照小型核动力装置一回路的基本布置形式搭建实验装置,并参照核电厂一回路抽真空启动步骤特点,设计实验方案。

1.1 实验装置

实验装置结构如图1 所示,控制主要设备如稳压器、压力容器和蒸汽发生器的冷却剂容量,而忽略其内部复杂结构,在此基础上搭建实验装置,实验装置由抽气系统、注水系统、主回路系统和测量系统四部分组成。

图1 实验装置示意图Fig.1 The schematic of the experimental facility

主回路系统用于完成从抽真空注水至系统升温升压到 2.0 MPa(表压,对应饱和温度214.9 ℃)和200 ℃的全部实验,包括压力容器模拟体、蒸汽发生器模拟体、稳压器模拟体、主泵、上充泵、流量计、相应的管路和阀门等,主要设备的几何参数如表1 所示,模拟体设备与小型核动力装置一回路对应设备的设计尺寸比例为1:1,管道总容积0.012 4 m3。稳压器及压力容器模拟体内分别安装有功率为42 kW 和20 kW 的电加热器,在主泵处设置有旁通支路,在主回路为负压状态时关闭主泵上下游阀门将主泵隔离,此时主回路冷却水以此旁通支路绕过主泵对蒸汽发生器进行注水。上充支路用于将主回路管道里的部分冷却水通过上充泵注入稳压器模拟体内,使稳压器模拟体内的冷却水参与主回路循环。抽气系统用于将主回路系统抽气至负压状态,旋片式真空泵通过抽气管线与主回路里的三个模拟体顶部的抽气阀相连。在抽气阀的上方设置有可视化管道,在注水过程中当可视化窗口观察到水位时关闭抽气阀。注水系统主要用于抽真空完成后向主回路内注入除氧水,在对主回路进行注水之前先将水箱内水温加热到40 ℃,注水系统内的树脂除氧器可将冷却水含氧量降低到0.02×10-6(mg/kg)附近。

表1 主要设备几何参数Table 1 Geometric parameters of main devices

测量系统由各温度、压力、流量及溶解氧测点和数据采集系统组成。温度由精度为±1%的一级K 型铠装热电偶测量,分别安装于稳压器内部高度0.7、1.1、1.8、2.2 m 处,以及压力容器、蒸汽发生器内部中心位置处。回路流量由耐高温孔板流量计进行测量,量程和精度分别为3~12 m3/h 和±1%。压力由压力传感器进行测量,量程和精度分别为 -0.1~2.0 MPa(表压)和±0.1%。冷却水含氧量由溶解氧传感器进行测量,量程和精度分别为0~0.2×10-6和±1.5%。

1.2 抽真空启动极限含氧量原理

设反应堆冷却剂的含氧量ω(质量浓度)应低于ω0(常取0.1×10-6),注入一回路的注水初始含氧量为ω1,一回路冷却水总容积为V0,则常压下排气、注水操作完毕后含氧量为ω0的一回路冷却水在注水过程中从空气中吸收的氧气体积1V为:

式中:ρ——常压下的氧气密度;

φ——空气中的氧气份额。

则V1/φ为对应的空气体积,由玻意耳-马略特定律,有公式:

式中:V2——对应抽真空压力P2下的空气体积。

由此可得到抽真空压力P2与抽真空过程中一回路可残留空气体积之间的关系。只要一回路残留空气体积小于对应抽真空压力下的V2,即使空气内的氧气全部被冷却水吸收,注水后的氧含量仍然可以达标,这是基于氧气全部溶解的抽真空除氧稳态理论。

1.3 实验方案及流程

为分析小型核动力装置抽真空冷启动过程中抽真空压力(绝对压力)和稳压器与主回路冷却水温差两个因素对系统运行特性及除氧特性等的影响,设计了如表2 所示的三套实验启动方案。

表2 实验启动方案Table 2 The scheme of experimental startup

基于实验装置,考虑核电站一回路的抽真空冷启动操作特点,制定了如图2 所示的操作步骤方案。将整个实验过程分为四个阶段:抽真空阶段、注水阶段、建立汽腔阶段及升温升压阶段。

首先将回路系统与外界封闭,并对主泵等不能承受负压的设备隔离,启动真空泵通过抽气系统对主回路系统进行抽气。主回路抽到额定压力后,进行回路气密性检查。

通过注水泵将水箱内的水经过树脂除氧器后注入回路内,在此过程中抽气系统处于工作状态,维持回路内的绝对压力恒定。依次注满蒸汽发生器、压力容器并关闭二者顶部的抽气阀,当稳压器达到预定水位后停止注水,注水完毕后关闭抽气系统、注水系统,回路保持密闭。

回路注水完毕后启动稳压器内的电加热器,将稳压器内的冷却水加热到饱和状态,产生蒸汽建立汽腔。在压力上升至大气压时解除主泵等设备隔离状态,当压力达到0.2 MPa 时认为汽腔建立完毕。

随后进入升温升压阶段,主回路内冷却水压力升高到0.2 MPa 后开启主泵、上充泵及压力容器电加热器,使主回路内的冷却水循环流动。开启上充泵以维持主回路与稳压器之间冷却水循环,控制二者温差。维持电加热器开启,最终使回路压力及温度达到2.0 MPa 和200 ℃。

2 抽真空冷启动过程运行特性分析

以实验方案一为例,对实验装置抽真空冷启动实验过程的运行特性进行分析。

2.1 抽气阶段

在抽气阶段使用真空泵将主回路绝对压力降至0.017 MPa 附近,在此过程中装置内的压力、温度变化曲线如图3 所示。

图3 抽真空过程压力及温度随时间变化曲线图Fig.3 Variation of temperature and pressure during the vacuumizing process

在图3 中可以看到在抽真空过程中,随着稳压器内的压力不断降低至0.017 MPa,压力容器及蒸汽发生器内的温度也不断降低。此时装置中残留在热电偶温度测点上的热水随着压力的降低,其对应饱和温度也不断下降。当饱和温度降低至低于水温时,冷却水发生闪蒸带走热量,进而使水温降低。此外随着抽真空的进行,主回路内空气压力降低、体积膨胀,由理想气体状态方程可知,气体的温度也会相应降低。

2.2 注水阶段

注水过程的流量、液位、温度变化等曲线如图4 所示。水进入主回路后会使得主回路压力上升,在此过程中维持真空泵持续运行,使主回路绝对压力保持在0.017 MPa 附近。

图4 注水过程主要参数随时间变化曲线图Fig.4 Variation of main parameters during the water refill process

由流量变化曲线可知,当蒸汽发生器注满水后(450 s 处),注水全部向压力容器方向流动,注水流量与主回路流量相等。稳压器位置最高,液位计最低测点位于罐体底部上方450 mm 处,因此800 s 以前稳压器无液位显示。1 200 s 左右压力容器注水完成,注入水全部流入稳压器,使得稳压器液位上升速度增大。在温度变化曲线中,蒸汽发生器内部由于测点处冷却剂残留,其初始温度较高,当水淹没热电偶测点时,热电偶开始显示蒸汽发生器内水温。由于补水箱内冷却水的热分层效应,不同时刻注水温度有细微区别,导致注水时回路中的压力容器内水温先低后高。

2.3 建立汽腔及升温升压阶段

建立汽腔阶段和升温升压阶段的主要参数变化曲线如图5 所示。在注水完成之后系统处于负压状态,开启稳压器内部电加热器建立汽腔,随着稳压器内部冷却水达到饱和温度并开始蒸发,稳压器及主回路压力开始升高。当绝对压力达到0.2 MPa 时,由于回路主泵及上充泵开启,主回路冷却水开始循环,并且稳压器与主回路开始通过上充支路参与水循环。此时,可以看到压力容器及蒸汽发生器的冷却水温度由于水循环的交混作用而达到一致。由于上充流量的调节作用,稳压器与主回路之间的冷却水温差开始变化,此时稳压器的温度基本保持不变,电加热热能全部转变为冷却水升温所需内能。当温差缩小到预定值并保持不变后,开始进一步升温升压,此时电加热热能转变为冷却水升温以及蒸汽蒸发所需能量。随着温度的升高,回路压力不断升高,最终温度达到200 ℃,压力到达2.0 MPa 附近。

图5 升温升压过程主要参数随时间变化曲线图Fig.5 Variation of main parameters during the temperature and pressure rise process

稳压器及压力容器内冷却水的含氧量从回路升压至正压开始测量,测量结果如图6 所示。在整个实验过程中二者的含氧量始终低于0.1×10-6,符合反应堆冷启动过程的水质含氧量指标。随着实验的进行,稳压器内冷却水的含氧量总体上呈现下降趋势,这是因为在建立汽腔阶段稳压器内冷却水被不断加热至相应压力下的饱和温度。由亨利定律及道尔顿分压定律可知,此时冷却水中氧气的溶解度几乎为零,注入稳压器的冷却水内的溶解氧,在冷却水被加热到饱和后便析出到汽腔内,因此在5 000 s 之后的一段时间稳压器内溶解氧含量下降。由图5 可知在升温升压过程中稳压器内的冷却水与主回路冷却水保持43 ℃左右的温差,主回路冷却水处于过冷状态。开启上充支路后,上充支路注入稳压器内的过冷水携带的溶解氧,会因为冷却水在稳压器内被加热至饱和,而被析出到汽空间,从而起到除氧作用。

图6 升温升压过程氧含量随时间变化曲线图Fig.6 The oxygen content of cooling water during the temperature and pressure rise process

3 不同启动方案数据分析

不同启动方案的主要参数实验结果如表3所示。对比方案2 与方案3 的实验参数,发现当抽气压力降低(真空度提高)后,方案3 中稳压器内冷却水含氧量与压力容器内冷却水含氧量相较于方案2 均有所降低,这是因为在抽气过程中,抽气压力越低,回路内残留氧气越少,且低压下注水的氧气溶解度、扩散系数也越小,故而最终整个过程中的溶解进入冷却水的氧气也会降低。

表3 不同启动实验方案的主要结果参数对比Table 3 Comparison of main parameters of different experimental startup schemes

对比方案1 与方案3,可以发现提升稳压器与回路平均温差后,稳压器内冷却水含氧量与压力容器内冷却水含氧量均有所降低,且二者比值也显著减小,这种比值减小情况在方案2 中也有所体现,这是由不同温度下冷却水的氧气溶解度不同所造成的,稳压器内冷却水处于饱和状态,含氧量低,而压力容器等主回路设备内冷却水温度低,氧气溶解度相对较高,因此含氧量较高。

由1.2 节理论分析结果可知,不同抽气压力对应的可残留空气量不同。在实验过程中注水操作完毕后,依靠稳压器内的液位进行计算,此时方案一中稳压器内顶部空间的残留空气体积约为126 L,其压力即为对应的抽真空压力,而将此时的抽真空压力P2=0.017 MPa 代入公式(3),计算所得的可残留空气体积V2为3.9 L。如果按照残留空气内的氧气全部溶解进入冷却水这样的保守假设,回路冷却水含氧量将无法满足要求。然而与大型核电厂不同的是,在小型核动力装置的实际注水过程中,短时间的空气-水接触无法使氧气迅速溶解,加上负压下注水的沸点低、过冷度小,气体溶解度小,因此注水过程中氧气的溶解量很少。在注水结束之后,剩余的气体主要集中在稳压器的上部汽腔中,与气体接触的冷却水在建立汽腔及升温升压过程中保持在饱和温度,同样不利于氧气溶解。同时从上充支路泵入稳压器内的冷却水在稳压器内被加热至饱和,起到热力除氧作用。上述原因导致稳压器与回路冷却水的氧含量始终低于0.1×10-6。

4 结论

本文针对小型核动力装置搭建了实验装置,开展了抽真空冷启动实验研究,设计了整个启动过程的操作方案,理论推导了抽气压力与可残留空气体积之间的函数关系,对回路在不同阶段的热力状态变化进行了分析。得到如下结论:

(1)对于本实验回路,启动过程中抽气及注水过程可在半小时左右完成,主要耗时阶段为建立汽腔及升温升压过程。

(2)采用抽真空冷启动的方案,在启动过程中可以达到将小型核动力装置一回路冷却水内的含氧量控制在0.1×10-6以下的目标,且在抽气过程中,一回路系统达到的真空度越高(抽气压力越低),补水过程结束后,一回路内的冷却水含氧量越低。

(3)对于一回路水装量较小的小型核动力装置,注水过程中的短暂气水接触不会使氧气全部溶解进入冷却水内,回路中未溶解的氧占有较大比重,需进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析

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