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基于表面改性技术的PCS强化换热效果分析

2017-09-25于明锐逯馨华韩旭孟利利

核安全 2017年2期
关键词:安全壳冷凝核电厂

于明锐,常 猛,逯馨华,韩旭,孟利利,*

(1. 中国核电工程有限公司,北京 100840;2. 环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082)

基于表面改性技术的PCS强化换热效果分析

于明锐1,常 猛2,逯馨华2,韩旭1,孟利利2,*

(1. 中国核电工程有限公司,北京 100840;2. 环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082)

非能动安全壳冷却系统(PCS)是第三代核电厂的核心安全系统之一,其排热功率可采取技术手段予以提升,可通过钢制换热界面表面改性技术提升其排热功率。本文首先通过对表面改性工艺进行分析,总结了各个工艺的特点,指出其工业化应用的限制因素,最后对PCS强化换热效果进行了计算,结果表明该技术可以加速安全壳降温降压过程,提升核电厂应对事故的能力。

珠状凝结;表面改性;PCS;传热

非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)用于事故情况下安全壳的降压和反应堆余热导出,是第三代核电厂的核心安全系统之一。PCS通过钢制换热界面将壳内热量导出到外界环境中,保证安全壳不受损坏,PCS的排热功率与安全壳完整性息息相关,可采取技术手段予以提升[1-5]。某三代核电厂中PCS换热界面为壳内钢制换热器,如图1所示;AP1000中PCS换热界面为钢制安全壳,如图2所示。

图1 PCS示意图Fig.1 Diagram of PCS system

目前蒸汽凝结传热方式大都为膜状凝结,而珠状凝结的传热系数是相应膜状凝结传热系数的几倍至几十倍,因此,珠状凝结被认为是目前最有效的强化换热方式,但至今仍未能实现珠状凝结在工业上的应用[6-8]。本文对表面涂层材料及表面改性工艺进行总结和分析,并提出了将表面改性技术应用于PCS的设想,最后分析了强化换热后PCS性能。

图2 AP1000 PCS示意图Fig.2 Diagram of AP1000 PCS system

1 珠状凝结的实现途径

在一定条件下,蒸汽实现珠状凝结的基本条件是:冷凝表面具有较低的表面能,冷凝液滴在固体表面能形成较大的接触角;冷凝壁面上可以形成成核中心。目前PCS换热界面均为钢制结构,具有高表面能,接触角小,难以形成珠状凝结,必须通过对钢表面进行改性处理,设法降低表面自由能,才能实现珠状凝结。

表面涂层材料主要包括:金、银、铬等一些贵金属、某些金属硫化物以及非晶组织、高分子聚合物、具有憎水基团的有机化合物、镀类金刚石薄膜(DLC)以及新兴的纳米材料等[9,10],表1给出了部分表面涂层材料热导率及接触角。从表中可知,聚四氟乙烯(PTFE)具有很大的接触角,但其热导率很低;镍基合金具有接触角大、热导率高的特点。综合对比材料性质,镍基合金更适适合作为PCS表面改性涂层材料。

表1 不同材料的热导率与接触角Table 1 Thermal conductivity and contact angle of different material

注:-示未获得相应数据。

选取适当的表面改性材料后,需通过表面改性工艺将材料与金属基底稳定的结合在一起,这样才能有效、持续的实现水蒸气珠状凝结。图3为几种表面改性强化换热效果与膜状凝结换热效果比较[11-15]。图3 中的曲线大致可分为4组,第一组是0、1和2曲线,由这几条曲线可知,尽管PTFE 表面涂层可获得滴状冷凝,但由于PTFE 的导热系数很小,普通涂覆工艺又难以获得很薄的涂层,涂层所产生的附加热阻几乎将滴状冷凝的优点抵消殆尽,使总传热的效果大致与膜状冷凝相当。第二组曲线是3、4、5和6,采用离子注入等特殊工艺,不仅改善了膜层与基底的结合,同时可获得超薄的PTFE 膜层,使传热效果优于膜状冷凝。第三组曲线是7、8和9,电镀贵金属层优于各种手段所得到的PTFE膜层,这可能与贵金属的导热系数较大有关。第四组是曲线10、11、12、13和14,采用等离子体技术改性的表面,均具有优异的滴状冷凝传热特性,在较小的温差下即可获得很高的热通量,这主要得益于膜层较薄及表面具有更多的成核中心。

图3 表面改性强化换热效果比较Fig.3 Comparison of heat transfer effect on various modified surfaces

注:0-竖直铜圆平面上的滞流膜状冷凝;1-涂24μm PTFE的光滑竖直紫铜管;2-涂6.4μm PTFE的水平光滑铝管;3-离子注入PTFE的光滑竖直紫铜管;4-含氟DLC紫铜管(3.1μm);5-离子注入PTFE的光滑竖直黄铜管;6-电化学腐蚀后涂PTFE的水平紫铜管;7-等离子体增强沉积DLC(3.1μm)的铜表面;8-外表电镀0.05μm银的竖直紫铜圆平面;9-电镀0.1μm金的竖直紫铜圆平面;10-含硅类金刚石薄膜紫铜管(2.0μm);11-含硅类金刚石薄膜紫铜管(4.0μm);12-等离子体镀铬的竖直紫铜圆平面;13十八烷基硫化物改性竖直紫铜板;14等离子体表面聚合八氟环丁烷改性的竖直紫铜管(0.914μm)

表面改性技术不能仅关注强化换热效果,其实际性能还受到诸多影响因素制约,如:涂层附加热阻、涂层与基材的结合力、涂装工艺的成本等。基于以上因素,对各种工艺进行对比,结果见表2。在诸多的表面改性方式中,电镀贵金属层可以获得珠状冷凝效果良好的表面,这可能与贵金属的导热系数较大有关,但镀贵金属存在成本过高的问题;有机促进剂使用寿命不长,且易带来污染;分子自组装膜与基体结合欠佳,容易脱落;有机膜层一般都有导热系数较小并且容易老化、损坏而失效等不足;离子注入等特殊工艺操作成本较高,而且难以适于异形结构的固体表面;等离子体技术只能处理小试件,且成本很高,如果应用于PCS中,必须建造能处理工业规模的专用设备,且要控制生产成本;化学镀的工业基础好,设备简单、易于操作,制备的镀层均匀性好,物理、化学及力学性能优异,对工件的外形尺寸没有严格要求,因此具有很好的可推广性。化学镀Ni-P合金具有许多优异的物理化学性能,其镀层凝结传热系数可提高3-5倍,平均传热系数提高0.4-0.97倍,强化换热效果显著[16]。

由上文分析可知,化学镀Ni-P工艺成熟,又具有较好的强化换热能力,可作为PCS强化换热的实施工艺。

表2 表面改性工艺对比Table 2 Comparison of surface modification technology

2 PCS强化换热效果分析

为研究某三代核电站PCS强化换热的影响,本文使用自编的PCS程序模块对系统强化换热后的性能进行计算。根据文献8和文献16的实验结果,冷凝换热系数增量取1-13倍;蒸汽分压0.248×106Pa,蒸汽温度400K。计算结果如图4所示。由图可知,换热量随着冷凝换热系数先增加,当达到某一阈值后,即图4中冷凝换热系数大于5后,继续增大冷凝换热系数对换热量无明显影响。

图4 冷凝换热系数增加对换热性能影响Fig.4 Influence of condensation heat transfer coefficient on heat exchange ability

为了进一步分析强化换热对安全壳内压力、温度的影响,本文分别计算了 PCS投入运行、PCS强化传热以及PCS不投入运行三种情况下壳内压力、温度的响应曲线。

根据化学Ni-P镀工艺强化换热实验[16]及上文分析结果,取冷凝换热系数增量为5倍。选取事故序列为:起始时刻发生热段双端断裂大破口事故,叠加全场断电、安注泵失效、安全壳喷淋失效。

从图5和图6可以看出,在事故初始阶段,壳内压力迅速升高,并达到峰值,约为0.3MPa。部分大空间的蒸汽接触安全壳内热构件(包含水池)而冷却,壳内压力开始降低。有无PCS的压力峰值差约为0.07MPa。PCS强化传热的情况下压力差值可达0.15MPa左右,对压力峰值有明显降低作用。温度变化与压力变化基本一致。有无PCS的安全壳温度差值约为20℃,PCS强化传热的情况下温度差值可达40℃左右(约380K),对壳内降温作用更为显著。PCS应用表面改性强化

图5 PCS强化换热对壳内温度的影响Fig.5 Influence of temperature in containment by PCS

图6 PCS强化换热对壳内压力的影响Fig.6 Influence of pressure in containment by PCS

换热技术,对提高安全壳乃至整个核电厂的安全性具有促进作用。需要注意的是涂层寿命是决定PCS能否实现强化换热功能的关键因素,即在核电厂正常运行期间,PCS处于长期备用状态,涂层需保持其可用性。

3 总结

珠状凝结现象经过近90年的研究,其理论已经日趋完善和成熟,但在工业化应用上仍然进展缓慢。与常规工业领域相比,核领域由于其具有一定的特殊性,对表面改性技术要求侧重点不同,在表面改性材料与工艺设计上,可以获得更大的灵活性。计算结果表明,将表面改性强化换热技术应用于PCS可明显加速壳内降压和降温过程,提升核电厂应对事故的能力。

[1] 叶成,郑明光,王明路,等.福岛事故后大型先进压水堆安全发展探讨[J].核安全,2014,13(1):50-54.

[2] 陈召林,肖钧,郑继业,等.关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨[J].核安全,2014,12(4):15-19.[3] 严天文,李吉根,张琳,等.新建核电厂几个重要安全要求的探讨[J].核安全,2013,12(S1):72-78.

[4] 刘晓壮.国内外部分小型压水堆安全特性比较分析[J].核安全,2015,14(1):56-59.

[5] 朱杰,张博平,杨森垓,等. 国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析[J].核安全,2013,12(4):89-91.

[6] Schmidt E, Schuring W. Versuche die condensation in film-uud tropfenform[J].Tech. Mech. Thermo dynamik, 1930, 1: 53-63.[7] 马学虎,刘延来,陈嘉宾.聚四氟乙烯薄膜表面滴状冷凝传热实验研究[J].化学工程,2003,31(3):27-30.

[8] 郎需庆,马红钦,谭欣.滴状冷凝机理及冷凝表面改性的研究进展[J].石油化工高等学校学报,2004,17(2):32-39.[9] 马学虎,徐敦顽,林纪方. 实现水蒸汽滴状冷凝的表面材料研究[J].大连理工大学学报,1994,34(6):662-666.

[10] 王乃华,李淑英,骆仲泱. 镍基渗层管表面实现珠状凝结的研究[J].动力工程,2002,22(3):1804-1807.

[11] 李瑞卿,彭如恕,刘清. 激光表面改性促进水蒸气滴状冷凝传热的实验研究[J].热加工工艺,2012,41:133-135.[12] 马学虎,朱晓波,安家明. 类金刚石和厚有机膜促进水蒸气滴状冷凝传热的实验研究[J].热科学与技术,2003(1):25-29.

[13] 杜长海,马学虎,徐敦顾. 超薄PTFE表面上滴状冷凝的传热研究[J].化学工业与工程,2000,17(4):192-197.

[14] 马学虎,王补宣,徐敦颀.聚合物表面滴状冷凝传热寿命的实验研究[J].工程热物理学报,1997,18(2):196-200.[15] 宋永吉,任晓光,任绍梅,等.水蒸气在超疏水表面上的冷凝传热[J].工程热物理学报,2007,28(1):95-97.

[16] 程延海,朱真才,韩正铜,等.镀层换热表面凝结传热实验研究[J].中国机电工程学报,2010,30(8):27-32.

AnalysisonHeatExchangingPowerofPCSBasedonSurfaceModificationTechnology

YU Mingrui1,CHANG Meng2,LU Xinhua2,HAN Xu1,MENG Lili2,*

(1. China Nuclear Power Engineering Company, Beijing 100840, China;2.Nuclear and Radiation Safety Center, MEP,Beijing 100082,China)

PCS is one of the core security systems of the third generation of nuclear power plant, its heat exchange power should be improved as high as possible, the heat exchange power of PCS can be improved by surface modification of the steel interface. The characteristics of each technology are summarized by analyzing the surface modification techniques, and the limiting factors of industrial application are indicated. Finally, the enhancement effect of PCS is calculated, the results show that it will accelerate the cooling of the containment vessel, and improve the nuclear power plants’ ability to deal with accidents.

drop-wise condensation;surface modification;PCS;heat transfer

TL364+.3

:A

:1672- 5360(2017)02- 0091- 04

2017- 03- 27

2017- 05- 04

大型先进压水堆核电站国家科技重大专项,项目编号:2017ZX06004001

于明锐(1986—),男,吉林公主岭人,工程师,博士,核能科学与工程专业,现主要从事核安全分析工作

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