陶舒畅 叶竹 秦婧 苏桐

摘 要

在压水堆核电厂，波动管中由于温差会出现热分层现象。热分层会对波动管产生不利影响，例如疲劳等，特别是对焊缝的安全构成严重威胁。对于热分层问题，国内外开展了广泛的研究，研究方法通常可分成数值方法和试验方法。国外起步较早，取得了很多重要成果;国内起步较晚，但国家核安全局对该问题已经非常重视，推动了国内热分层问题的研究，相关研究正在逐步开展，取得了一系列进展。本文论述了波动管热分层产生机理，总结了国内外该领域的研究进展。

关键词

压水堆核电厂;波动管;热分层;研究概述

中图分类号： TL334       文献标识码： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.19.005

0 前言

在压水堆核电厂中，反应堆冷却剂系统（RCS）通常有多个环路，其中一条环路通过波动管与稳压器相连，从而维持RCS系统压力稳定。波动管是稳压器与RCS系统连接的关键设备，是一回路压力边界的重要组成之一，属于核安全一级设备，波动管的安全关系着整个一回路系统的安全。稳压器与主管道通常存在温差，热分层会引起管壁温差，温差的出现进而引起波动管截面产生弯曲及局部热应力。核电厂在运行过程中，冷却剂流量不可能完全稳定，会存在一定范围的波动，因此波动管中的热分层也并不是固定不变，可能发生位置的偏移或交替的消失再出现等，从而造成波动管中频繁承受冷热应力冲击，故热分层对波动管的安全性构成严重威胁。

本文简单介绍了波动管热分层的基本原理，总结了与波动管热分层相关的政策，最后对波动管热分层国内外相关研究进展进行总结。

1 热分层产生机理及相关政策

1.1 热分层产生机理

反应堆冷却剂系统将堆芯裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中一条环路的热管段上，通过波动管与一台稳压器相连。稳压器的基本功能是建立并维持反应堆冷却剂系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。在电厂稳态运行时，稳压器将反应堆冷却剂系统压力维持在恒定压力下;在反应堆冷却剂系统瞬态运行时，将压力变化限定在允许值以内;在事故时，防止反应堆冷却剂系统超压，维护反应堆冷却剂系统的完整性。此外，稳压器作为反应堆冷却剂系统的缓冲容器，吸收反应堆冷却剂系统水容积的迅速变化。

稳压器波动管一端接反应堆冷却剂系统一条环路的热段，另一端接稳压器下封头，在高温、高压和强放射性条件下输送反应堆冷却剂，并与其他设备和管道一起构成压力边界，是反应堆冷却剂系统中最重要的管道之一。波动管共有5条焊缝，分别为A、B、C、D、E，图2所示为三环路压水堆核电厂的稳压器波动管。该波动管布置采用从一条环路主管道热段引出，波动管接管嘴与水平面存在17′的夹角，波动管以17′的坡度连续向上倾斜，最后竖直向上与稳压器底部相接。波动管焊缝A到焊缝E之间的近似水平的管段被称为“准水平（quasi horizontal）段”，热分层现象就在这段管段中出现。热分层示意图如下图3所示。

波动管内冷却剂温度分层引起管壁温度差，在波动管截面产生总体弯曲热应力和局部热应力，并产生波动管非预期大的位移和支撑载荷。核电厂在运行过程中，冷却剂流量不可能完全稳定，会存在一定范围的波动，因此波动管中的热分层也并不是固定不变，可能发生位置的偏移或交替的消失再出现等，从而造成波动管中频繁承受冷热应力冲击，故热分层对波动管的安全性构成严重威胁。

1.2 热分层相关政策

1979年，NRC发布了79-13公告。在这个公告中叙述了电厂在无负荷或低功率运行模式下，蒸汽发生器给水管中出现缓慢流动，存在热分层流型。这种流型的两种不同温度层之间缺少充分混合，在水平（或准水平）管道的横截面上产生不均匀的温度分布。这种温度分布的重复出现增加了蒸汽发生器给水管或接管嘴处出现疲劳失效（贯穿管壁裂纹）的可能性。

1988年6月22日，NRC发表了题为“反应堆冷却剂系统相连管道的热应力”的88-08公告。该公告描述了1987年由西屋公司设计的Alabama电力公司擁有的压水堆Farlay 2号机组在安全壳内出现了比平时高的湿度和放射剂量。最后查明是由于ECCS（应急堆芯冷却系统）管系中冷水通过球阀泄漏引起热分层，由此引起热疲劳并出现了环向穿壁裂纹，冷却剂通过环向穿壁裂纹泄漏到安全壳内，从而使安全壳内的湿度和放射性比平时高。公告要求所有核电厂评估与反应堆冷却剂系统相连接的非隔离管道温度承载情况，确保这些管道不会受到不可接受的热应力

1982年，美国Trojan核电厂开始监测稳压器波动管的运动特性，在换料期间发现波动管出现意外的运动位移，波动管甩击限制器两个间隙闭合，然后根据不同的假设条件所做出的分析结果反复调整垫块和间隙的尺寸，问题仍然得不到妥善解决。直到1987年，各种分析证实在原始设计中没有考虑的热分层现象是导致波动管意外运动的根源。此问题引起了NRC的高度重视。1988年10月7日，NRC发布了88-80信息通告，公布了Trojan核电厂由于热分层引起的波动管意外运动的研究过程。1988年12月20日，NRC发布88-11公告“稳压器波动管热分层”，这份报告要求业主考虑在热分层的影响下，按照美国最新ASME规范，重新对稳压器波动管的完整性进行评定。公告的发表促使了稳压器波动管热分层研究的广泛开展。

波动管热分层现象成为国际核能界重点研究的热门课题，并引起了我国核安全当局的高度重视，在岭澳二期核电工程的初步安全分析报告中，提出了非常关注的问题，并要求在压力边界的评定中，充分考虑波动管热分层现象的影响。

2 国内外相关研究概述

2.1 国外研究概述[1-3]

国外对波动管热分层现象的研究起步较早，关注度也较高。早在1989年，V.N.Shah和D.A.Conley（美国爱达荷国家实验室）就提出对压水堆核电厂稳压器波动管和喷淋管线由热分层引起的疲劳损伤进行研究。对波动管热分层现象研究比较深入的国家是美国和法国，最近几年韩国和日本也做了相应的研究;研究方法主要有两种：数值方法和试验方法。

2.1.1 数值方法

对核电厂系统中稳压器波动管熱分层现象进行数值方法研究是近年来国际上反应堆热工分析的研究热点。应用CFD方法分析波动管热分层现象，研究对象多针对波动管内部流体而忽略管壁，通过数值计算，得到波动管内部流体的分层流动形式和温度分布。在这方面，国外很多学者取得了大量有意义的研究成果。V.K.DHIR（美国，1988）等人以水平管道为研究对象，给出了预测水平管热分层流场的一维模型，发现在水平管道中，考虑冷热流体之间的热交换得到的热分层现象比不考虑热交换时减弱18%;法玛通公司（法国，1993）在EXPRESS试验研究的基础上利用自己开发的TRIO程序模拟了二维波动管热分层流场，该程序利用有限元方法求解控制方程，湍流模型采用k-ε模型，模拟结果与试验结果符合良好;F.C.CHANG（美国，1998）在自己开发的COMMIX程序中研究了雷诺应力模型（RSM）在热分层流场计算中的应用，认为在稳态情况下RSM模型比k-ε模型更适用于热分层流场的计算，但在瞬态情况下RSM模型在该研究领域的应用还需要做进一步的研究;Ahn Jang Sun（美国，2007）采用低雷诺数k-ε模型用数值方法模拟了二维坐标系下的稳压器波动管在反应堆启动时的热分层流场;Peniguel Christophe（美国，2012）采用k-ε模型数值模拟了三维坐标系下的稳压器波动管热分层流场，这是国际上首次对对稳压器波动管热分层全模型实现数值模拟;Hirofumi Hattori等人（日本，2014）用DNS（直接数值模拟）方法计算了定常和非定常的热边界层流场。DNS的最大好处是无需对湍流流动做任何简化或近似，理论上可以得到相对准确的计算结果。这在热分层流场数值计算方法上是一个突破，为波动管热分层的数值方法研究提供了一个新的途径。Ildik′o Boros，Attila Asz′odi（匈牙利，2018）针对VVER-440机组，利用CFX软件计算了稳压器波动管和高压安注管的热分层流场，VVER- 440机组的波动管为两条对称布置的管道组成，在计算中，作者假设管内流体流动方式为层流，温差为100℃，波动流速为0.03m/s。计算结果显示两条对称布置的管道中的热分层现象并不对称。

总体来说，对热分层流动的数值模拟所采用的湍流模型还是比较单一，一般是k-ε模型，而k-ε模型计算热浮力项是采用传统的模化方法，其结果不是非常精确。因此，对三维坐标系中波动管的热分层流场采用何种湍流模型更加有效，特别是切应力输运模型（SST）和雷诺应力模型（RSM）在该领域的应用还有很广的探讨空间。

2.1.2 试验方法

除了数值方法以外，试验测定和经验研究也是国外稳压器波动管热分层现象研究的主要方法。Paul Hirschberg，Arthur F.Deardorff（西班牙），John Carey（英国）给出了多座核电厂的运行数据，提供了核电厂中与反应堆冷却剂系统相联的管道由于发生泄漏或破裂而产生热疲劳损伤的经验 。

美国西屋公司在各电厂业主的支持下，对美国国内大量压水堆核电厂稳压器波动管实施瞬态温度监测，获得了这些电厂在正常工况以及升/降温过程中，在考虑热分层情形下的稳压器波动管瞬态，建立了升/降温过程的瞬态数据库，此外，还开发了热分层分析方法，并按照NRC 88-11公报的要求对核电厂稳压器波动管的完整性重新进行了评定。

法国FRAMETOME和EDF公司自1981年开始对稳压器波动管热分层现象进行了大量的研究工作。在大量的实验和理论分析的基础上，针对CPY机组核电厂形成了一套系统的热分层分析方法。另外，在N4、EPR等电厂的设计过程中，进行大量的试验和分析，对波动管进行改进设计，减小或消除热分层现象对波动管的疲劳破坏。

FRAMATOME、EDF和CEA联合进行了EXPRESS试验，通过布置在试验装置管壁上的热电偶测量波动管的瞬态温度分布。试验结果指出，流体的温度分布主要与无量纲数Froude数相关。Froude数定义为：

式中Ti表示主管道流体温度，Tp表示稳压器底部流体温度，T表示某一截面位置的流体温度。Fr-τ数据库如表1所示，表中下标“-”表示截面下部，下标“+”表示截面上部。该数据库用于确定热分层在瞬态工况下是否消除，并用于确定部分热分层。当τ=1时，说明波动管内流体充分搅混或者混合，热分层现象消失，当τ<1时，说明当时的瞬态运行工况产生的波动管流动不充分，不足以使热分层完全消失。但是截面下部的温度状态也会受到波动流量的影响，其影响程度取决于τ值的大小。以焊缝E为例，由表1可以看到，随着Fr的逐渐增大，焊缝E上部截面的混合函数值始终等于1，而下部截面的混合函数τ<1且随着Fr而变化，焊缝E处存在热分层现象;当Fr=0.13时，焊缝E处下部截面τ=1，由此可以判定，此时焊缝E下部截面的温度等于来自稳压器的高温流体温度，热分层现象消失。

上述试验还表明，当波动管内流量由主管道流向稳压器时，热分层现象消失，波动管内流体温度等于主管道流体温度，截面上部承受冷冲击，冲击幅度为稳压器和主管道的温差。

在上述试验结果的基础上，FROMATOME公司形成了一种分析CPY机组波动管热分层热工水力状态的一般方法，但仅适用于CPY机组。

2.2 国内研究概述[4-6]

我国对波动管热分层现象研究起步较晚。近年来，国家核安全局对该问题也非常重视。因此，国内对波动管热分层现象的研究正在逐步展开，而且也取得了一定的成果。

上海交通大学的周美伍和徐济鋆于2001年描述了核电厂稳压器波动管热分层现象以及发生的原因;清华大学陈丽星对压水堆稳压器波动管热分层现象作了比较多的研究，提出了适合热分层数值计算的方程RSM模型，并于2003对压水堆稳压器波动管热分层现象做了计算，由于缺乏工程背景，作者对波动管几何模型做了不切實际的近似（用矩形管代替圆管），所得的计算结果价值不大，但是该文提出的湍流模型和计算方法值得后续研究者借鉴;2006年，中国核动力研究设计院的张毅雄等人从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件，以百万千瓦级三环路压水堆核电厂启堆为例，建立了热分层瞬态，研究了热分层应力计算方法。除此之外，席时桐等人对热分层数值模拟的算法做了比较多的研究，提出了很多可行的计算方法。

近年来国内也开展了试验方法的研究。中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室于2003年对秦山二期2号堆稳压器波动管外壁瞬态温度和压力容器安注管外壁瞬态温度进行测量，得到温度测试数据，这是国内首次针对热分层现象对核电厂实施温度测量。测试数据表明在运行过程中波动管与压力容器安注管均存在明显的热分层现象，但测试过程中没有记录波动流量和稳压器及主管道内冷却剂的温度，无法得到波动管出现热分层现象的规律。图4所示为升温过程波动管某截面的温度分布情况。

2007年，中国核动力研究设计院和西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室联合进行了一项研究主管道波动接管嘴传热特性的试验。该试验根据相似理论，采用1：9的比例模型，分别在低温低压和高温高压条件下研究了不同运行工况下近壁流体温度分布以及流体和壁面的传热性能。试验结果表明，支流和主流的流速比是影响结构流体温度分布和传热的决定性因素。

2011年，中国核动力研究设计院赖建永通过研究，发现了热分层现象出现的主要原因，建立了焊缝处热分层现象的消失与Fr的关系，为改善热分层现象对波动管的影响提出了可行的建议;2019年，中国核动力研究设计院唐鹏等以概率论为基础，利用ANSYS 程序中的可靠性模块对波动管模型进行随机抽样分析，求出在一定置信度下的可靠度曲线，并对输出随机变量的灵敏度和抽样过程进行了分析，求得对结果影响最大的因素。结果表明，计算模型可以有效地反映波动管热分层的实际情况，为波动管结构可靠性分析提供参考。

综上所述，数十年来国内外诸多学者通过理论研究、实地测量、数值模拟和试验研究等不同的方法对波动管热分层现象进行分析，对其产生的原因以及对波动管结构完整性的影响有了一定程度的认识。在对波动管热分层现象进行数值分析的研究中，国内外学者在湍流模型的选择上做了大量的工作，但尚未给出统一的结论，k-ε模型，k-ω模型，RSM模型等常见的湍流模型均有应用实例。此外，在改善波动管热分层现象的方法上，国际上尚缺少深入的研究，还需要继续进行研究。

3 结论

本文先分析了波动管热分层产生机理，随后对波动管热分层在核电领域的政策沿革进行了总结，最后阐述了国内外波动管热分层研究情况概述，并论述了目前国内外在该领域的研究所存在的问题。本文对了解稳压器波动管热分层问题机理、选择研究方向具有参考意义。

参考文献

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[6]唐鹏，等.稳压器波动管热分层应力强度可靠性分析[J].核动力工程，2019年6月第40卷增刊1.