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小型核動力裝置抽真空啟動過程熱力特性及含氧量變化實驗研究

2023-11-08 05:18嚴一鳴郝承明曲自信范廣銘王建軍
核科學與工程 2023年4期
關鍵詞:含氧量抽氣穩壓器

嚴一鳴,郝承明,曲自信,程 杰,*,范廣銘,王建軍

(1.哈爾濱工程大學核科學與技術學院,黑龍江 哈爾濱 150001;2.中國核動力研究設計院反應堆系統設計技術重點實驗室,四川 成都 610213)

壓水堆在冷啟動過程中要對一回路進行排氣與充水,目前主要的排氣方法有傳統的靜態與動態聯合排氣和AP1000 等機組的抽真空排氣兩種。在傳統的靜態與動態聯合排氣過程中,由于蒸汽發生器中的倒“U”型傳熱管結構,需要反復點動主泵,將倒“U”型傳熱管內難以排出的空氣,趕到一回路系統內局部高點的排氣閥處排出,耗時較長步驟冗雜[1]。抽真空排氣方法則是通過對一回路進行抽氣,減少一回路內的空氣總量,使得殘留在一回路內的氧氣大大減少,此方法可以減少排氣除氧的操作步驟,從而縮短啟動所需時間。

目前的抽真空啟動研究主要針對于大型核電站,譚海波[2]、王昌科[3]等人對一回路抽真空排氣原理、實施方法及優缺點進行了介紹,抽真空啟動的優點包括:可縮短啟動所需時間,減少在移除蒸汽發生器傳熱管頂部滯留氣體過程中氣體對主泵的沖擊。但是也有研究者發現了抽真空啟動過程中存在的一些問題:在抽氣過程中主泵定子腔室與一回路之間的壓差問題[4-6],負壓下一回路存在冷卻水沸騰風險[7,8]。秦余新等[7]提到目前的核電站抽真空啟動會導致一回路壓力和溫度超出運行許可圖限值條件的運行事件,美國Diablo Canyon 核電站、Indian Point 核電站均發生過類似事件[9,10]。張迎強[11]對嶺澳核電站進行過的抽真空啟動進行了介紹,Pearl 等[12]對Vermont Yankee 沸水堆的啟動與停堆過程中的含氧量變化進行了分析,表明抽真空可有效降低啟動過程中的冷卻水含氧量,以減緩腐蝕的發生。

小型核動力裝置一回路水裝量遠小于核電廠,且結構相對簡單,目前未有針對小型核動力裝置抽真空啟動的相關研究。由于目前對于小型核動力裝置抽真空啟動的研究較為缺乏,而小型核動力裝置水裝量、附屬設備、流動阻力特性的特殊性導致通過大型核電站得到的結論并不適用。因此本文搭建與小型核動力裝置一回路布置形式一致的實驗回路,開展抽真空啟動實驗,研究在啟動過程中一回路內的壓力、溫度、含氧量等參數變化規律,分析抽氣壓力(抽真空完成后主回路所保持的壓力)和穩壓器與回路之間冷卻水溫差對氧含量的影響。本研究結果可為小型核動力裝置采用抽真空啟動方案時提供參考。

1 實驗裝置及實驗方案

本文參照小型核動力裝置一回路的基本布置形式搭建實驗裝置,并參照核電廠一回路抽真空啟動步驟特點,設計實驗方案。

1.1 實驗裝置

實驗裝置結構如圖1 所示,控制主要設備如穩壓器、壓力容器和蒸汽發生器的冷卻劑容量,而忽略其內部復雜結構,在此基礎上搭建實驗裝置,實驗裝置由抽氣系統、注水系統、主回路系統和測量系統四部分組成。

圖1 實驗裝置示意圖Fig.1 The schematic of the experimental facility

主回路系統用于完成從抽真空注水至系統升溫升壓到 2.0 MPa(表壓,對應飽和溫度214.9 ℃)和200 ℃的全部實驗,包括壓力容器模擬體、蒸汽發生器模擬體、穩壓器模擬體、主泵、上充泵、流量計、相應的管路和閥門等,主要設備的幾何參數如表1 所示,模擬體設備與小型核動力裝置一回路對應設備的設計尺寸比例為1:1,管道總容積0.012 4 m3。穩壓器及壓力容器模擬體內分別安裝有功率為42 kW 和20 kW 的電加熱器,在主泵處設置有旁通支路,在主回路為負壓狀態時關閉主泵上下游閥門將主泵隔離,此時主回路冷卻水以此旁通支路繞過主泵對蒸汽發生器進行注水。上充支路用于將主回路管道里的部分冷卻水通過上充泵注入穩壓器模擬體內,使穩壓器模擬體內的冷卻水參與主回路循環。抽氣系統用于將主回路系統抽氣至負壓狀態,旋片式真空泵通過抽氣管線與主回路里的三個模擬體頂部的抽氣閥相連。在抽氣閥的上方設置有可視化管道,在注水過程中當可視化窗口觀察到水位時關閉抽氣閥。注水系統主要用于抽真空完成后向主回路內注入除氧水,在對主回路進行注水之前先將水箱內水溫加熱到40 ℃,注水系統內的樹脂除氧器可將冷卻水含氧量降低到0.02×10-6(mg/kg)附近。

表1 主要設備幾何參數Table 1 Geometric parameters of main devices

測量系統由各溫度、壓力、流量及溶解氧測點和數據采集系統組成。溫度由精度為±1%的一級K 型鎧裝熱電偶測量,分別安裝于穩壓器內部高度0.7、1.1、1.8、2.2 m 處,以及壓力容器、蒸汽發生器內部中心位置處?;芈妨髁坑赡透邷乜装辶髁坑嬤M行測量,量程和精度分別為3~12 m3/h 和±1%。壓力由壓力傳感器進行測量,量程和精度分別為 -0.1~2.0 MPa(表壓)和±0.1%。冷卻水含氧量由溶解氧傳感器進行測量,量程和精度分別為0~0.2×10-6和±1.5%。

1.2 抽真空啟動極限含氧量原理

設反應堆冷卻劑的含氧量ω(質量濃度)應低于ω0(常取0.1×10-6),注入一回路的注水初始含氧量為ω1,一回路冷卻水總容積為V0,則常壓下排氣、注水操作完畢后含氧量為ω0的一回路冷卻水在注水過程中從空氣中吸收的氧氣體積1V為:

式中:ρ——常壓下的氧氣密度;

φ——空氣中的氧氣份額。

則V1/φ為對應的空氣體積,由玻意耳-馬略特定律,有公式:

式中:V2——對應抽真空壓力P2下的空氣體積。

由此可得到抽真空壓力P2與抽真空過程中一回路可殘留空氣體積之間的關系。只要一回路殘留空氣體積小于對應抽真空壓力下的V2,即使空氣內的氧氣全部被冷卻水吸收,注水后的氧含量仍然可以達標,這是基于氧氣全部溶解的抽真空除氧穩態理論。

1.3 實驗方案及流程

為分析小型核動力裝置抽真空冷啟動過程中抽真空壓力(絕對壓力)和穩壓器與主回路冷卻水溫差兩個因素對系統運行特性及除氧特性等的影響,設計了如表2 所示的三套實驗啟動方案。

表2 實驗啟動方案Table 2 The scheme of experimental startup

基于實驗裝置,考慮核電站一回路的抽真空冷啟動操作特點,制定了如圖2 所示的操作步驟方案。將整個實驗過程分為四個階段:抽真空階段、注水階段、建立汽腔階段及升溫升壓階段。

首先將回路系統與外界封閉,并對主泵等不能承受負壓的設備隔離,啟動真空泵通過抽氣系統對主回路系統進行抽氣。主回路抽到額定壓力后,進行回路氣密性檢查。

通過注水泵將水箱內的水經過樹脂除氧器后注入回路內,在此過程中抽氣系統處于工作狀態,維持回路內的絕對壓力恒定。依次注滿蒸汽發生器、壓力容器并關閉二者頂部的抽氣閥,當穩壓器達到預定水位后停止注水,注水完畢后關閉抽氣系統、注水系統,回路保持密閉。

回路注水完畢后啟動穩壓器內的電加熱器,將穩壓器內的冷卻水加熱到飽和狀態,產生蒸汽建立汽腔。在壓力上升至大氣壓時解除主泵等設備隔離狀態,當壓力達到0.2 MPa 時認為汽腔建立完畢。

隨后進入升溫升壓階段,主回路內冷卻水壓力升高到0.2 MPa 后開啟主泵、上充泵及壓力容器電加熱器,使主回路內的冷卻水循環流動。開啟上充泵以維持主回路與穩壓器之間冷卻水循環,控制二者溫差。維持電加熱器開啟,最終使回路壓力及溫度達到2.0 MPa 和200 ℃。

2 抽真空冷啟動過程運行特性分析

以實驗方案一為例,對實驗裝置抽真空冷啟動實驗過程的運行特性進行分析。

2.1 抽氣階段

在抽氣階段使用真空泵將主回路絕對壓力降至0.017 MPa 附近,在此過程中裝置內的壓力、溫度變化曲線如圖3 所示。

圖3 抽真空過程壓力及溫度隨時間變化曲線圖Fig.3 Variation of temperature and pressure during the vacuumizing process

在圖3 中可以看到在抽真空過程中,隨著穩壓器內的壓力不斷降低至0.017 MPa,壓力容器及蒸汽發生器內的溫度也不斷降低。此時裝置中殘留在熱電偶溫度測點上的熱水隨著壓力的降低,其對應飽和溫度也不斷下降。當飽和溫度降低至低于水溫時,冷卻水發生閃蒸帶走熱量,進而使水溫降低。此外隨著抽真空的進行,主回路內空氣壓力降低、體積膨脹,由理想氣體狀態方程可知,氣體的溫度也會相應降低。

2.2 注水階段

注水過程的流量、液位、溫度變化等曲線如圖4 所示。水進入主回路后會使得主回路壓力上升,在此過程中維持真空泵持續運行,使主回路絕對壓力保持在0.017 MPa 附近。

圖4 注水過程主要參數隨時間變化曲線圖Fig.4 Variation of main parameters during the water refill process

由流量變化曲線可知,當蒸汽發生器注滿水后(450 s 處),注水全部向壓力容器方向流動,注水流量與主回路流量相等。穩壓器位置最高,液位計最低測點位于罐體底部上方450 mm 處,因此800 s 以前穩壓器無液位顯示。1 200 s 左右壓力容器注水完成,注入水全部流入穩壓器,使得穩壓器液位上升速度增大。在溫度變化曲線中,蒸汽發生器內部由于測點處冷卻劑殘留,其初始溫度較高,當水淹沒熱電偶測點時,熱電偶開始顯示蒸汽發生器內水溫。由于補水箱內冷卻水的熱分層效應,不同時刻注水溫度有細微區別,導致注水時回路中的壓力容器內水溫先低后高。

2.3 建立汽腔及升溫升壓階段

建立汽腔階段和升溫升壓階段的主要參數變化曲線如圖5 所示。在注水完成之后系統處于負壓狀態,開啟穩壓器內部電加熱器建立汽腔,隨著穩壓器內部冷卻水達到飽和溫度并開始蒸發,穩壓器及主回路壓力開始升高。當絕對壓力達到0.2 MPa 時,由于回路主泵及上充泵開啟,主回路冷卻水開始循環,并且穩壓器與主回路開始通過上充支路參與水循環。此時,可以看到壓力容器及蒸汽發生器的冷卻水溫度由于水循環的交混作用而達到一致。由于上充流量的調節作用,穩壓器與主回路之間的冷卻水溫差開始變化,此時穩壓器的溫度基本保持不變,電加熱熱能全部轉變為冷卻水升溫所需內能。當溫差縮小到預定值并保持不變后,開始進一步升溫升壓,此時電加熱熱能轉變為冷卻水升溫以及蒸汽蒸發所需能量。隨著溫度的升高,回路壓力不斷升高,最終溫度達到200 ℃,壓力到達2.0 MPa 附近。

圖5 升溫升壓過程主要參數隨時間變化曲線圖Fig.5 Variation of main parameters during the temperature and pressure rise process

穩壓器及壓力容器內冷卻水的含氧量從回路升壓至正壓開始測量,測量結果如圖6 所示。在整個實驗過程中二者的含氧量始終低于0.1×10-6,符合反應堆冷啟動過程的水質含氧量指標。隨著實驗的進行,穩壓器內冷卻水的含氧量總體上呈現下降趨勢,這是因為在建立汽腔階段穩壓器內冷卻水被不斷加熱至相應壓力下的飽和溫度。由亨利定律及道爾頓分壓定律可知,此時冷卻水中氧氣的溶解度幾乎為零,注入穩壓器的冷卻水內的溶解氧,在冷卻水被加熱到飽和后便析出到汽腔內,因此在5 000 s 之后的一段時間穩壓器內溶解氧含量下降。由圖5 可知在升溫升壓過程中穩壓器內的冷卻水與主回路冷卻水保持43 ℃左右的溫差,主回路冷卻水處于過冷狀態。開啟上充支路后,上充支路注入穩壓器內的過冷水攜帶的溶解氧,會因為冷卻水在穩壓器內被加熱至飽和,而被析出到汽空間,從而起到除氧作用。

圖6 升溫升壓過程氧含量隨時間變化曲線圖Fig.6 The oxygen content of cooling water during the temperature and pressure rise process

3 不同啟動方案數據分析

不同啟動方案的主要參數實驗結果如表3所示。對比方案2 與方案3 的實驗參數,發現當抽氣壓力降低(真空度提高)后,方案3 中穩壓器內冷卻水含氧量與壓力容器內冷卻水含氧量相較于方案2 均有所降低,這是因為在抽氣過程中,抽氣壓力越低,回路內殘留氧氣越少,且低壓下注水的氧氣溶解度、擴散系數也越小,故而最終整個過程中的溶解進入冷卻水的氧氣也會降低。

表3 不同啟動實驗方案的主要結果參數對比Table 3 Comparison of main parameters of different experimental startup schemes

對比方案1 與方案3,可以發現提升穩壓器與回路平均溫差后,穩壓器內冷卻水含氧量與壓力容器內冷卻水含氧量均有所降低,且二者比值也顯著減小,這種比值減小情況在方案2 中也有所體現,這是由不同溫度下冷卻水的氧氣溶解度不同所造成的,穩壓器內冷卻水處于飽和狀態,含氧量低,而壓力容器等主回路設備內冷卻水溫度低,氧氣溶解度相對較高,因此含氧量較高。

由1.2 節理論分析結果可知,不同抽氣壓力對應的可殘留空氣量不同。在實驗過程中注水操作完畢后,依靠穩壓器內的液位進行計算,此時方案一中穩壓器內頂部空間的殘留空氣體積約為126 L,其壓力即為對應的抽真空壓力,而將此時的抽真空壓力P2=0.017 MPa 代入公式(3),計算所得的可殘留空氣體積V2為3.9 L。如果按照殘留空氣內的氧氣全部溶解進入冷卻水這樣的保守假設,回路冷卻水含氧量將無法滿足要求。然而與大型核電廠不同的是,在小型核動力裝置的實際注水過程中,短時間的空氣-水接觸無法使氧氣迅速溶解,加上負壓下注水的沸點低、過冷度小,氣體溶解度小,因此注水過程中氧氣的溶解量很少。在注水結束之后,剩余的氣體主要集中在穩壓器的上部汽腔中,與氣體接觸的冷卻水在建立汽腔及升溫升壓過程中保持在飽和溫度,同樣不利于氧氣溶解。同時從上充支路泵入穩壓器內的冷卻水在穩壓器內被加熱至飽和,起到熱力除氧作用。上述原因導致穩壓器與回路冷卻水的氧含量始終低于0.1×10-6。

4 結論

本文針對小型核動力裝置搭建了實驗裝置,開展了抽真空冷啟動實驗研究,設計了整個啟動過程的操作方案,理論推導了抽氣壓力與可殘留空氣體積之間的函數關系,對回路在不同階段的熱力狀態變化進行了分析。得到如下結論:

(1)對于本實驗回路,啟動過程中抽氣及注水過程可在半小時左右完成,主要耗時階段為建立汽腔及升溫升壓過程。

(2)采用抽真空冷啟動的方案,在啟動過程中可以達到將小型核動力裝置一回路冷卻水內的含氧量控制在0.1×10-6以下的目標,且在抽氣過程中,一回路系統達到的真空度越高(抽氣壓力越低),補水過程結束后,一回路內的冷卻水含氧量越低。

(3)對于一回路水裝量較小的小型核動力裝置,注水過程中的短暫氣水接觸不會使氧氣全部溶解進入冷卻水內,回路中未溶解的氧占有較大比重,需進一步對氧氣溶解的瞬態過程進行分析

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