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流道因素对熔融物堆内滞留压力容器下封头外的冷却能力影响试验研究

2017-07-01刘鹏飞

电力与能源 2017年3期
关键词:流道封头障碍物

赵 男,匡 波,刘鹏飞,王 凡

(上海交通大学核科学与工程学院,上海 200240)

发电技术

流道因素对熔融物堆内滞留压力容器下封头外的冷却能力影响试验研究

赵 男,匡 波,刘鹏飞,王 凡

(上海交通大学核科学与工程学院,上海 200240)

流道因素是熔融物堆内滞留压力容器下封头外的冷却(IVR-ERVC)能力的关键影响因素之一。在全高度非能动ERVC试验装置REPEC-II上,针对各种流线型流道的几何条件,研究不同流道形状、流道进出口阻力变化以及流道障碍物等因素对临界热通量(CHF)的敏感性影响。试验结果表明:下封头外壁面CHF随外壁面方位角增大而增大,且其增大趋势随增大而减缓;ERVC流道间隙变窄对靠近入口处一定范围内的CHF具有一定的增强作用;对于出口附近区域而言,增加间隙宽度有助于增强CHF,但影响十分有限;在一定范围内,ERVC流道进出口阻力增大将使得高角度区域CHF略有降低,而且达到CHF时对应的循环流量随进出口阻力增加而降低,出口阻力的影响更显著;在ERVC流道中加装向加热面凸起的障碍物,可增大当地CHF,但该效应是局部的,这一措施会导致附近区域CHF降低。

流道几何形状;进出口阻力;流道障碍物

在核电厂堆芯发生严重事故时,可通过堆腔注水对压力容器下封头进行外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,简称ERVC),以期在严重事故晚期有效地将下封头内熔融物热量导出,实现熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,简称IVR)。该方案作为目前常用的严重事故缓解措施之一,在大型先进压水堆中应用的有效性得到了持续广泛的关注。在热负荷有效性方面,压力容器下封头外壁沸腾传热的限值即临界热通量CHF的量值及规律,是ERVC能力的关键。在影响临界热通量的诸多因素当中,ERVC流道中各种宏观几何因素的影响是最为直接的。基于此,核电厂在进行ERVC流道保温层几何形状设计时应该充分考虑其对压力容器下封头外壁面CHF的影响。同时,熔融物重新定位于下封头内可能造成下封头变形,导致ERVC流道发生变化,从而对下封头外壁的CHF以及ERVC冷却能力产生影响。

THEOFANOUS T G等[1-3]通过ULPU-III、IV、V一系列试验,探讨了将外包围ERVC流道的保温层由“锥筒型”(相应于AP600保温层)改为“流线型”(相应于AP1000保温层),为提高压力容器下封头外壁CHF带来了益处,同时ULPU-IV一系列试验简要探究了ERVC流道形状对下封头外壁CHF的影响,为后续试验探究提供方向。

文献[4-6]从自然循环流动分析角度,试验或计算研究了APR1400的ERVC流道中各几何条件(如Shear Key、底部贯穿件,以及进出口局部阻力等)的影响规律。就局部几何条件影响而言,文献[7-8]则通过试验探究了采用ERVC传热表面局部开槽结构(Hypervapotron)来提高当地CHF的方案可行性。

本文在全高度自然循环ERVC工程验证试验装置上,比较ERVC流道不同的整体与局部几何条件下的下封头外壁临界热通量的试验结果,并探讨ERVC流道若干几何因素对压力容器下封头表面CHF的影响规律。

1 试验装置与方案

本文的试验研究是在上海交通大学全高度非能动ERVC试验装置REPEC-II上进行的,该工程试验装置是基于全高度自然循环流道的,重要横向截面相对于原型采用1/100比例的一维试验装置,关键流道与部件经过模化设计与校核,能较真实地模拟CAP1400非能动ERVC流道中相关流动、传热过程及临界热通量CHF的分布规律。装置采用大尺度的弧形加热铜块模拟压力容器下封头,通过控制加热块内密布的分组加热棒,可形成加热铜块特定形状的热流分布。REPEC-II试验段加热面既可采用铜加热面(一般来说,用铜加热面进行的CHF试验测量值相对于用压力容器原型材料加热面的结果要保守),也可用原型材料(制造压力容器的低合金钢)加热面。此外,组成ERVC流道的保温块形状尺寸、出口组件开度等一系列几何(及阻力)条件,在具体试验中也可根据需要进行模拟与改变。REPEC-II装置见图1。

图1 REPEC-II试验装置示意图

采用全铜加热面试验段进行的ERVC流道几何因素对临界热通量影响的试验探究。应该指出的是,在开展临界热通量试验时,需根据REPEC-II加热面与实际加热面之间的关系,采用适当的“功率整形”原则来确定试验段上加热功率的分布,以期试验中在加热面热流分布上接近于原型条件[9]。主要研究了REPEC-II加热面沿流道方向(0°~90°)内的θ=27°~87°区段内多个关键点处的CHF和相应流量参数。

2 流道相关几何条件对ERVC的影响试验研究

2.1 流道形状与尺寸的敏感性试验

通过调节REPEC-II试验装置弧形加热面外的保温块模拟件形状,可以改变试验段加热面与保温块模拟件内壁间的距离,使得ERVC流道的形状与几何尺寸发生变化。本文共选用了5种不同形状与尺寸的流道(5种进出口尺寸组合的流线型流道)进行流道敏感性试验探究。这5种光滑的ERVC流道弧形区段均覆盖用于模拟下封头外壁试验加热段0°~90°角度的范围,各型流道以不同的进口尺寸及出口尺寸(加热壁与保温块之间的间距)组合来表示。

其中,分别用70-90型流道、90-90型流道、70-160型流道、90-160型流道,以及160-160型流道作为各型流道的代号。分别表示ERVC流道进口起始宽度尺寸为70、90、70、90、160 mm,出口宽度尺寸分别为90、90、160、160、160 mm的光滑弧形流道。图2出了5种流道示意图。

图2 5种流道示意图

图3给出了其中160-160型流道情况下弧形试验段加热面各角度处的CHF实测值以及在达到CHF时对应的循环流量W(m3/h)。从图3中看出,在中低角度区域(大约),加热面上临界热通量CHF随着角度增大而增加;在高角度区域(大约),临界热通量CHF仍然随着角度增大而略有提高,不过这一趋势开始趋于平缓。

图3 160-160流道各角度处CHF及对应临界时流量W_CHF

以160-160型流道实测的试验段加热面各处临界热通量CHF的结果为参考标准,将相同热力条件而不同流道几何条件下所测得的对应各角度加热面上的CHF与之进行对比。以各种流道中试验段对应位置上CHF实测值与参考流道(160-160型流道)情形下各处CHF实测值之比(本文称之为CHF变化因子)来表征流道几何形状及尺寸对临界热通量的影响。图4给出了不同流道形状下的试验加热段上各处CHF变化因子的分布情况;图5则给出了不同流道形状下各角度处CHF与试验回路在出现CHF时的循环质量流量WCHF(kg/s)之比。

图4 不同流道形状下各处CHF变化因子

由图4可以看到,在其他4种稍狭窄一些的流道几何形状与尺寸下,临界热通量CHF会相较于参考的160-160型等截面流道的情形有一定变化(在图4中以各处CHF变化因子表示):在高角度区域,只要间距低于参考值(比如出口处参考值,即为160mm),则CHF均有所降低,但降低得不多;而在中低角度区域,流道越窄,即间距越小于相应参考值(比如入口处参考值为160 mm),则流道内对流效应(流速)越强,相应的CHF增加就越明显,而且这种CHF增强的影响逐渐由流道入口向流道内的方向“蔓延”,并逐渐“衰减”。

另外,就ERVC的输热能力来讲,下封头外壁各处的临界热通量CHF值大小是其输热能力的一个限值,qCHF(θ)越高,对ERVC系统排热的限制越小;而实施ERVC时,若压力容器外壁某处达到CHF,则此时ERVC自然循环系统对应的循环质量流量W也一定程度上反映了系统的输热能力。

试验结果表明,在5种不同的试验流道几何条件下,试验段各处加热面上的临界热通量qCHF(θ)与达到临界热通量时的循环流量WCHF之间始终都是相互关联,且呈现不同程度的正相关关系(以160-160型流道参数为例,如图5所示)。以(q(θ)/W)CHF来表征和评价ERVC系统的极限输热能力是适当的。在个流道几何条件下,沿流道方向上,随着θ增加,(q(θ)/W)CHF也逐渐增加。

图5 不同流道形状下各角度CHF与W_CHF之比

由图5可见,在本文试验范围内,ERVC流道的几何形状与尺寸,特别是流道出口间隙尺寸,对(q(θ)/W)CHF有一定影响。可以看到,xx-90xx-160型流道(q(θ)/W)CHF分布有一个明显的分野,其中xx-160型流道的(q(θ)/W)CHF整体上要低于xx-90型流道,说明弧形流道出口间隙尺寸大小对ERVC系统极限输热能力的影响相对较显著,出口越大,越有利于提高单位循环流量下的临界热通量CHF。而相较于出口尺寸,进口尺寸的影响则不太明显。

2.2 ERVC流道进出口开度和阻力的敏感性影响

对于ERVC流道来讲,其进出口组件对ERVC循环流动,甚至对下封头临界热通量都可能有所影响。

REPEC-II试验装置上有完全参照实际ERVC流道中进出口组件的模拟件,进口组件设计在入口水室与下水箱之间,出口组件设计在上升管与上水箱之间,通过进出口组件的全部/部分开闭,对各种条件下流道进出口几何条件与局部阻力的模拟。

在90-160型流道中,进行了进出口开度与阻力影响的敏感性试验,相关的试验条件设置见表1。

表1 进出口阻力影响试验设置

图6与图7给出了仍按与前面相同的热力条件,分别采用50-100、100-50,以及100-100等3种进出口阻力条件,在REPEC-II上进行的流道进出口开度与阻力影响敏感性试验的部分试验测量结果。图6给出的是试验段加热面上CHF的变化,图7则给出了各处达到CHF时的循环质量流量WCHF。

图6 不同进出口开度流道中各处CHF变化因子(相对于90-160型流道,进出口全开工况)

图7 不同进出口开度流道中各角度临界时循环流量WCHF

结果表明,部分关闭进口组件或出口组件,阻力的增加将导致试验段各处临界热通量qCHF及与之对应的循环质量流量WCHF,均低于进出口组件全开时的CHF,及对应的循环流量;但进出口阻力变化对CHF量值的影响较小,而且出口处部分组件造成关闭局部阻力增大,对WCHF降低的影响要大于由进口处部分组件关闭带来的降低。

2.3 流道局部加装凸起障碍物影响

考虑到流道中加装向加热面凸起的局部障碍物(如图8所示),会对局部流道形状产生显著影响,将导致通道中的循环流体局部的扰动与掺混,进而影响壁面CHF。本文的流道障碍物影响试验,是在90-160型流道的保温块模拟件内壁上加装了如图8所示三角形障碍物,三角形障碍物尖端正对弧形流道方位角θ=81°处。在与前述相同的热力条件下,进行了CHF试验,试验结果见图9。图10则给出了加装流道障碍物后流道不同角度处的临界循环流量WCHF。

图8 流道障碍物设置示意图

图9 流道各角度CHF变化因子(相对于90-160型流道,未设置障碍物)

图10 不同角度处临界循环流量WCHF

从图9中可以看出流道障碍物对CHF影响主要体现在局部位置:设置流道障碍物增大了流道阻力,使临界时循环质量流量降低,从而导致流道障碍物周边区域CHF略有下降;流道障碍物加强了当地两相边界层的搅混,将两相流边界层外的“过冷水”导入两相边界层内产生搅混,从而导致局部流体过冷度扩大,使得的CHF有所强化。同时,该局部位置之外的CHF则变化甚微。

需要指出,流道障碍物的影响主要体现在局部,由于流道障碍物在流道中突起导致流通面积突变,从而引导两相边界层外的过冷水至两相边界层内,使得过冷水与两相边界层掺混,增加了当地近壁面处的过冷度,因此当地CHF增加。而由流道障碍物“引导-掺混”作用引起的CHF提高的效益在沿流道的其他位置迅速衰减,CHF甚至略有减小。这一现象为实际应用中提高下封头外壁某些高角度处临界热通量的裕量,提供了一个可实际应用的针对CHF的局部换热强化方案。

3 结语

(1)通过在全高度REPEC-II试验装置上进行的下封头外壁临界热通量试验,验证了下封头外壁沿方位角度从低到高,临界热通量随角度增大且逐渐趋缓的分布趋势。

(2)通过进一步地试验了解到,在ERVC流道各种影响因素中,流道形状与尺寸对下封头外壁各处CHF有一定影响;在一定尺寸范围内,弧形ERVC流道出口间隙越小,在流道高角度区域CHF将略有降低;而入口间隙越小,在流道中低角度区域,对入口区域的CHF有一定提高作用。

(3)进出口阻力增大均会导致加热面各处发生CHF时相应的循环流量降低,且出口阻力增大相对于入口阻力增大的影响要大一些;进出口阻力的增大,将使流道高角度区域CHF有一定减小,但影响较为有限。

(4)存在流道中的向加热面凸起的障碍物,将会对当地CHF的增大产生有利的影响,但其对CHF的提高作用仅是局部的,其周边区域的CHF甚至略有减小。

[1]THEOFANOUS T G,SYRI S. The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head[J]. Nuclear Engineering and Design, 1997,169(1):59-76.

[2]THEOFANOUS T G, J.P.Tu, T.Salmassi & T.N.Dinh.Quantification of limits to coolability in ULPU-2000 configuration IV[J]. Center for Risk Studies and Safety, University of California, Santa Barbara, CRSS-02.05.3, 2003,23(05):230-235.

[3]THEOFANOUS T G, T.-N.D. Limits of Cool ability in the AP 1000-Related ULPU-2400 Configuration V Facility[J]. Center for Risk Studies and Safety, University of California, Santa Barbara, CRSS-03/06, 2003,6(30):123-127.

[4]PARK R J, HA K S, KIM S B, et al. Two-phase natural circulation flow of air and water in a reactor cavity model under an external vessel cooling during a severe accident[J]. Nuclear Engineering and Design,2006(23): 2424-2430.

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[8]徐辉,匡波.一种表面开槽的ERVC增强措施可行性的实验研究[C]//中核核反应堆热工水力技术重点实验室, 2016.

[9]郭宁. IVR-ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动试验初步研究[D]. 上海交通大学, 2013.

(本文编辑:赵艳粉)

Experimental Research on the Influence of Flow Channel Factors on IVR-ERVC Capability

ZHAO Nan, KUANG Bo, LIU Pengfei, WANG Fan

(School of Nuclear Science and Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, China)

Flow channel configuration has been considered as one of the key factors that affect the cooling ability of IVR-ERVC. In this paper, a series of sensitivity tests have been carried out on the full height passive ERVC facility, REPEC-II, with various replaceable streamline flow channels, thereby to study the influences of such factors as channel geometry, local resistance of the ERVC channel inlet and exit, and protruding barrier installation etc. In conclusion, critical heat flux (CHF) limits the outer wall of lower head increase with the change of azimuth angle from 0° to 90°, and the increasing trend slows down in the upper region (high azimuth angle region). As for the impact of narrowing the channel gap from the present design to a certain range, it is found that this, to an extent, helps enhance CHF within a distance to the inlet, while in the upper region the CHF enhanced effect seems rather limited. Meanwhile, it is observed that CHF in the upper region is slightly lowered when the flow resistance is made higher for both the inlet and exit, and thereby the corresponding circulation flow rate also drops. Influence of local flow resistance on CHF and circulation flow rate is found more obvious for the exit. In addition, installation of the pointed protruding barrier on the thermal insulation baffle may lead to the enhancement of local CHF due to its "guiding-mixing" effect. However, CHF near the enhancing region is observed somewhat lower.

flow channel geometric configuration; flow resistance of inlet and exit; protruding barrier

10.11973/dlyny201703020

赵 男(1994—),男,硕士研究生,从事核能工程技术研究。

TK172

A

2095-1256(2017)03-0310-06

2017-03-18

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