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AP1000鋼制安全殼厚度對傳熱性能的影響

2014-03-20 08:23鄭明光邱忠明王明路李永春
原子能科學技術 2014年3期
關鍵詞:安全殼液膜熱阻

葉 成,鄭明光,王 勇,3,邱忠明,王明路,李永春,曹 臻

(1.上海交通大學 核科學與工程學院,上海 200240;2.上海核工程研究設計院,上海 200233;3.浙江大學 電氣工程學院,浙江 杭州 310058)

AP1000 是由美國西屋電氣公司開發,由我國引進的第三代大型先進非能動壓水堆。AP1000為單堆布置兩環路機組,功率1 250MWe,設計壽命60a,其中一顯著特點是采用了鋼制安全殼,同時混凝土屏蔽廠房對放射性進行屏蔽[1-2]。在事故工況下,主要傳熱過程包括:鋼制安全殼內不可凝干空氣和水蒸氣組成的氣體發生冷凝,主要位置在地坑水表面、冷構件(包括鋼安全殼內部的各種建筑物和低能設施,是無內熱源構件)外表面、混凝土底座表面和鋼安全殼內表面;安全殼的殼體導熱;安全殼外的降膜冷卻、輻射、空氣對流及導熱等。文獻[3-8]在AP1000引進前已對非能動安全殼冷卻系統(PCS)進行了基礎實驗研究,但并未對傳熱過程進行整體分析,同時安全殼厚度在核安全中的重要性也未被充分考慮。AP1000雖改進了安全殼,但安全殼的設計壓力仍按原有的0.4MPa考慮。

安全殼的厚度從兩方面影響傳熱:1)決定了安全殼內的設計壓力,因事故后長期冷卻,安全殼內處于飽和狀態,這同時確定了安全殼內的最高溫度,若能提高安全殼內傳熱的熱源溫度,將有利于堆芯衰變熱的導出;2)安全殼厚度的變化直接影響安全殼的整體散熱。本文利用美國NRC 認證的非能動安全殼程序WGOTHIC 建立AP1000 整體長期空氣冷卻模型,在綜合所有重要度高的傳熱過程后,分析安全殼厚度對核安全的影響。

1 理論方法

1.1 WGOTHIC長期空氣冷卻模型

WGOTHIC是西屋電氣公司在GOTHIC的基礎上加入了CLIME 模型而形成,本文所采用的長期冷卻模型中最重要的部分是CLIME模型,在WGOTHIC 中,控制容積、流道、固體構件模型是原GOTHIC 的基本模型,CLIME模型則是西屋電氣公司針對非能動冷卻特性而新增加的模塊,用來模擬安全殼鋼結構由內向外蒸汽冷凝、內液膜導熱、壁面導熱、外液膜導熱、液膜蒸發和不同壁面間輻射傳熱的過程。在WGOTHIC 程序中CLIME 模型可劃分不同區域,指定每個CLIME連接的4個節點(分別為緊貼安全殼內壁面的節點、安全殼與安全殼外導流板間的節點、導流板與屏蔽廠房間的節點及外部環境節點)、內外溫度、節點間導熱構件的類型、傳熱模型類型、傳熱傳質包絡因子、濕周、表面積和初始溫度等。

完整的WGOTHIC 程序輸入數據包括控制容積參數、流道參數、熱構件參數、傳熱系數類型參數、CLIME模型參數、材料類型參數、邊界條件、初始條件和程序控制參數等,各種參數互相配合構成有機的整體,形成完整的安全殼分析模型,本文中采用AP1000 WGOTHIC 長期空氣冷卻模型,考慮6 MW 的堆芯衰變熱,空氣冷卻能力與衰變熱相等,在計算時間1×106s內安全殼內的峰值壓力不會超過堆芯的設計壓力。其余的初始條件、傳熱模型類型和其他模型參數合理保守選??;幾何條件、物性參數根據電廠布置和構筑物設計計算建模。

CLIME 模塊與標準GOTHIC 模型相結合,利用GOTHIC 程序計算的節點物理量參數進行傳質傳熱計算,再將計算得到的質量能量源項傳遞給GOTHIC 程序進行節點參數計算。圖1為CLIME結構示意圖,CLIME 從頂部到底部共8層。

在CLIME模型中,假設液膜僅沿壁面方向作一維流動,僅存在通過液膜厚度方向的一維導熱,因此忽略黏性耗散項,液膜的能量方程可寫為:

其中:x 為液膜厚度方向距離;z 為液膜流動方向 距 離;T 為 液 膜 溫 度;u 為 液 膜 流 速;ρ 為 密度;cp為液膜的比定壓熱容。

在壁面和液膜界面上熱流密度守恒,有:

圖1 AP1000CLIME結構示意圖Fig.1 Structure of AP1000CLIME

液膜外表面存在蒸發(或冷凝)、對流和輻射換熱,能量方程可寫為:

式中:hc和hM分別為對流換熱系數和質量轉換系數;hfg為汽化潛熱;pairstm為空氣中的蒸汽分壓;pfilmg為液膜表面蒸汽飽和壓力;ε為液膜表面發 射 率;σ 為Stefan-Bolzman 常 數;Tsurf,1為液膜表面溫度;Tsurf,2為相關輻射表面溫度;Tair為空氣溫度。

鋼殼、導流板和屏蔽廠房等熱構件內部為一維導熱,導熱方程為:

根據經驗,本文中安全殼內冷凝傳熱采用包絡因子0.73、安全殼外蒸發傳熱采用包絡因子0.84進行保守分析。

1.2 計算方法

對于穩態情況,考慮安全殼外壁面溫度不變時,外部熱阻不變;模型中設置初始衰變熱為6 MW,空氣冷卻能力與衰變熱相匹配;安全殼的材質屬性不變;壁厚與設計壓力的關系采用ASME第Ⅲ卷NE-3324.3 的 方 法[9]。具 體 計算流程示于圖2。

2 結果和分析

圖3示出根據WGOTHIC 長期空氣冷卻模型計算結果得出的在AP1000的19 812mm半徑下安全殼厚度與整體熱阻的關系。由圖3可知:厚度為30mm 時,整體熱阻最??;厚度小于30mm 時,安全殼本身熱阻雖小,但由于冷凝熱阻大,兩者的整體熱阻較高。隨安全殼厚度的增加,整體熱阻逐漸減小,厚度達30mm時,整體熱阻達到最小值。當安全殼厚度增加,超過30mm 時,鋼制安全殼的導熱熱阻大于冷凝熱阻,占整體熱阻的主要份額,整體熱阻隨安全殼厚度的增加而增加。

但安全殼直徑并不固定,國內自主開發的CAP1400和CAP1700均將增加安全殼半徑。圖4示出不同安全殼厚度的三維圖,對于半徑為10~30m的安全殼,給出了熱阻最小的安全殼厚度。

圖2 計算流程Fig.2 Flow chart of calculation

圖3 基于安全殼厚度的AP1000的熱阻變化Fig.3 Variation of heat resistance based on containment thickness

對于AP1000,實際設計中的安全殼厚度為44.4mm,并未采用熱阻最小的厚度,當安全殼厚度大于30mm 后繼續增加厚度,雖然由安全殼內到外的傳熱熱阻增加,但安全殼內的最高壓力與溫度也隨之增加,傳熱驅動能力增加。

表1列出長期冷卻模型中CLIME 的1組輸出數據,初始衰變熱為6 MW,此模型中安全殼內在較長的一段時間內均維持較高的溫度以保持足夠的熱導出能力。圖5 示出安全殼CLIME從上到下的分層,濕區分為9層,干區分為8層,長期冷卻模型采用8層CLIME,計算時間為1×105s。

圖4 不同半徑時熱阻最小的安全殼厚度Fig.4 Containment thickness with the lowest heat resistance of different radii

表1 WGOTHIC CLIME模型計算數據Table 1 WGOTHIC CLIME calculation data

圖5 CLIME分層圖Fig.5 CLIME layout

若要達到最大6MW 的熱導出能力,安全殼外壁面溫度需達136.68℃,熱流密度需達840W/m2。AP1000安全殼厚度對傳熱的影響示于圖6。

圖6 AP1000安全殼厚度對傳熱的影響Fig.6 Effect of AP1000’s containment thickness on heat transfer

對于AP1000,由圖6可知,隨安全殼厚度的增加,安全殼的傳熱能力也隨之提高,在38mm后可達到的熱流密度大于現有AP1000的比較值??梢?,隨安全殼厚度的增加,可承受的設計壓力增加,安全殼內的允許溫度升高,傳熱勢差增大,傳熱帶來的有利影響大于壁厚增加所帶來的不利影響。根據WGOTHIC 計算結果,選取具有代表性的3個壁厚,對比安全殼內最高壓力與設計壓力的關系,結果列于表2。

表2 AP1000不同厚度安全殼壓力對比Table 2 Comparison of AP1000pressure on different containment thicknesses

圖7示出不同安全殼厚度下壓力和溫度的變化,模型為安全殼長期冷卻模型。由圖7可見,即使安全殼厚度相差較多,但對于安全殼內峰值壓力的影響很小,在3種不同安全殼厚度下,長期冷卻的壓力曲線幾乎一致,這說明由厚度變化帶來的導熱熱阻變化對整體傳熱影響不大,同樣,溫度曲線的變化趨勢與壓力曲線相同。結合表2可見,安全殼厚度變化后,設計壓力變化很多,但對整體傳熱的影響較小。

圖7 不同安全殼厚度下壓力和溫度的變化Fig.7 Pressure and temperature vs.time at different containment thicknesses

3 結論

對于類似AP1000設計,采用鋼制材料,以及具有較大空氣冷卻能力、直徑在一定范圍內的筒狀安全殼,在滿足設計要求的情況下,隨安全殼厚度的增加,安全殼的傳熱能力也會提高,適當增加安全殼的設計裕度,不僅對結構有利,也對安全殼的傳熱有利。

提高全殼內的設計壓力,增加安全殼厚度,是提高核電站安全性的一種可行選擇,可達到提高最終空氣熱阱冷卻能力、延長廠外救援時間的目的,綜合其他方面的因素可實現無人為干預的堆芯完全非能動冷卻。但安全殼的厚度也受加工條件和成本的制約,過厚的安全殼只能在現場進行熱處理,延長了施工工期,同時安全殼內設計壓力的變化也會導致部分設備需重新做設備鑒定。

[1] 林誠格,郁祖盛.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京:原子能出版社,2008:7,196-199.

[2] SUTHARSHAN B,MUTYALA M,VIJUK R P,et al.The AP1000TMreactor:Passive safety and modular design[J].Energy Procedia,2011(7):293-302.

[3] 李勝強,李衛華,姜勝耀.非能動安全殼外部冷卻相似模擬[J].清華大學學報:自然科學版,2012,52(2):99-103.LI Shengqiang,LI Weihua,JIANG Shengyao.Scaling for outer passive cooling channels of an advanced reactor containment[J].Journal of Tsinghua University:Science and Technology,2012,52(2):99-103(in Chinese).

[4] NIU F L,LI R Z.Experimental analysis of velocity field and thermal stratification in large enclosure with forced jets[R].北京:中國核信息中心,2003.

[5] 譚曙時,冷貴君,程旭,等.非能動安全殼冷卻系統熱工水力單項試驗[J].核動力工程,2002,23(S1):30-33.TAN Shushi,LENG Guijun,CHENG Xu,et al.Thermal-hydraulic tests on passive containment cooling system of advanced PWR[J].Nuclear Power Engineering,2002,23(S1):30-33(in Chinese).

[6] 張廷祥,唐宇.非能動安全殼冷卻系統水分配裝置設計[J].核動力工程,2002,23(S1):103-106.ZHANG Tingxiang,TANG Yu.Design of water distribution device for passive containment cooling system[J].Nuclear Power Engineering,2002,23(S1):103-106(in Chinese).

[7] 宗桂芳,羅再玉,蔣遠安,等.AC600非能動安全殼冷卻系統風洞實驗[R].成都:中國核動力研究設計院,2005.

[8] 陳炳德,宗桂芳,李長林.AC600 非能動安全系統首期實驗研究[J].核動力工程,2000,21(1):63-67.CHEN Bingde,ZONG Guifang,LI Changlin.Preliminary experimental researches on passive safety systems of AC600[J].Nuclear Power Engineering,2000,21(1):63-67(in Chinese).

[9] 美國機械工程師協會.ASME規范:第Ⅲ卷,第1冊[M].美國:美國機械工程師協會,2001.

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