核电厂自动卸压排放管道热分层分析研究

【摘 要】核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象，将会引起管壁温度分层，在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力，并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象，研究了管道内热分层形成机理及流动状态，得到了长期稳定运行工况下的热分层状态，为后续管道设计和布置提供参考。

【关键词】热分层；核电厂；反应堆冷却剂系统；湍流渗透

【Abstract】There are the thermal stratification that occur in the system pipes and components of nuclear power plant，the fluid flow under different temperature layered，and results in the global bending moments，local thermal tresses， unexpected displacements and support loading of the pipe system.This paper were analyzed the thermal stratification of nuclear power plant automatic depressurization discharge pipe used Computational Fluid Dynamics（CFD） method，researched the formation mechanism of the thermal stratification and thermal-hydraulic flow in the pipe，obtained the thermal stratification condition on long-term stable operation mode，to provided the reference for the subsequent design and layout of this pipe.

【Key words】Stratification；Nuclear power plant；Reactor coolant system；Turbulent penetration

0 引言

一般来讲，热分层现象是由于在管道内重力方向上流动介质的温度变化引起密度差异产生的。在工艺管道内形成热分层现象的因素有多种，如管道上下游较高的温度梯度、管道的布置形式、管道内介质的流动状态等。工艺管道热分层将会引起管壁温度分层，在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力，并产生非预期的位移和支撑载荷[1]。

自20世纪80年代，核电厂稳压器波动管热分层现象被发现后得到广泛的关注和研究[2]。除稳压器波动管外，在核电厂其他的工艺系统管道和设备中也存在热分层现象。特别是反应堆冷却剂系统中，绝大部分设备和管道处于高温高压状态，某些死管段管道或辅助系统接管将会均存在较大的温度梯度，容易产生热分层现象。

本文通过CFD方法对AP1000型核电厂自动卸压系统第4级排放管道的热分层现象进行研究，第4级排放管道上游连接在反应堆冷却剂系统热段上，下游末端装有一个用于末端隔离的爆破阀。本文重点分析了排放管内介质的流动特性和温度分布情况。

1 计算方法

1.1 物理模型

反应堆冷却剂系统的高温管道按要求需安装保温层，但靠近末端爆破阀的部分管道由于特殊的工艺设计要求未覆盖保温层，其管道对环境散热条件需要专门考虑。爆破阀不允许泄漏，故可认为第4级排放管道为一段死管段。反应堆冷却剂系统热段内介质的高速流动对第4级排放管道产生湍流渗透效应，在模拟模型中需额外考虑一段主管道热段的模型。

爆破阀处于管道终端且无泄漏，在物理模型中考虑为管道盲板端。在爆破阀上游设置一台常开的闸阀且配有保温层，可以认为其对管道内流体流动和传热无影响，模型中不考虑，默认为阀门所在位置是一段直管。

综上考虑，第4级排放管道的物理模型如图1所示。第4级排放管道从反应堆冷却剂系统热段上的一根母管分支为两路支管。支管1从热段接管嘴开始至节点A，总长10.6m，支管2从分支点开始至节点C，总长8.6m。其中AB段和CD段管道未覆盖保温层，其余管道均安装保温层。

1.2 边界条件和输入参数

其中，热段弯管上游截面为入口，热段直段截面为出口。第4级排放管道内流体通过管道壁面向环境换热，根据设备设计要求假定保温层外表面温度为60℃，参考相关研究[3]和工程设计数据，确定保温层外部散热系数和环境温度。详细的模型输入条件见表1所列。

1.3 控制方程

管道内的流动介质为不可压缩流体，模拟模型中采用全浮力模型，参考温度150℃，流动介质为纯净水，相关水物性参照IF97水物性数据库。湍流模型选择带有壁面函数的k-ε模型。

2 计算结果分析

2.1 \行工况

在核电厂实际运行过程中，机组从冷停堆工况启动时热段和自动卸压第4级排放管道内流体温度均接近环境温度，随后主回路内的流体温度将在十几个小时内升温至零功率工况温度，即291.7℃。从零功率工况开始升功率，达到核电厂满功率运行，主管道热段温度从291.7℃升温至321℃。本文对此运行工况进行模拟分析，初始状态下第4级排放管道内的流体温度初始值为环境温度27℃，热段内流体温度保守的假定为321℃。

2.2 流体热动力分析

由于热段内流体高速流动所产生的湍流渗透影响，加强了第4级排放管道从热段顶部接管嘴向上延伸的一段管道内的流体热传导和流动，并且进一步促进了浮力驱动效应。如图2所示，湍流渗透影响将热段内较热的流体快速的搅入第4级排放管道内，提高了直至第一个弯管内管道的流体温度，当湍流渗透流动的能量通过湍流粘性摩擦转化为流体温度后，渗透流动在第一个弯管后逐渐截止。

当较热流体进入第一个弯管后，由于冷热流体间的密度差异产生自然循环流动，较冷的流体从第4级排放管道顶端向下流向第一个弯管，较热的流体逐渐升至顶部，如图3所示。

在湍流贯穿影响的区域，管道的径向温度梯度可以忽略不计。湍流贯穿影响区域以后的部分，浮力驱动逐渐提升了覆盖保温层的管道内流体温度，使得这部分管道内流体近似均匀受热，径向温度梯度很小。这部分管道的热分层现象并不明显。

当第4级排放管道顶部的流体温度逐渐升高后，由于管道末端设置了一段斜45°向下的倾斜管，仅能通过流体间的导热对末端管段内的流体加热。由于未覆盖保温层的末端管道的散热率较高，虽然靠近顶部管道的倾斜管内流体温度有所提高，但随着下游散热面积的增加管道内流体温度逐渐降低并趋近环境温度，如图4所示。

2.3 热分层温度差值分析

热分层现象的负面影响是由于在管道同一截面上产生较大的温差，进而形成较大的应力载荷。在图4中，也清晰表明热分层主要集中于倾斜管段上。覆盖有保温侧的管道，由于散热量非常小，管道内部近似于绝热状态，其温度基本接近于热段内的流体温度，同时管道内同一截面上的温度差异非常小，可以忽略不计。未覆盖保温层的管道部分，其内流体温度开始快速下降，并很快降低至接近环境温度，并在温度梯度较大的管段截面上温度差值最大。如图5和图6所示，支管1和支管2从未覆盖保温层的倾斜管段温度骤降，平均温度由318℃快速降至40℃。且此处管道截面温度差值较大，达到了约280℃。

3 结论

本文采用CFD方法对AP1000型核电厂自动卸压系统第4级排放管道的热分层现象进行研究，可以得出：

1）通过湍流渗透影响和浮力效应，从热段接管嘴直第4级排放管道顶部不会产生明显的热分层现象。

2）热分层现象主要集中于第4级排放管道的未覆盖保温层的倾斜管段上，此段管道截面温度差值达到约280℃。

【参考文献】

[1]余晓菲，张毅雄.稳压器波动管热分层应力及疲劳分析[J].核恿工程，2011，32（1）.

[2]赖建永，黄伟.布置方式对波动管热分层现象的影响分析[J].核动力工程，2011，32（6）.

[3]张力，赖建永，黄伟.压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值模拟[J].核动力工程，2009，30（4）.