直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

郝承明，刘新凯，彭敏俊，夏庚磊，刘建阁

（1.哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001；2.海军装备研究院 舰船所 核动力室，北京 100161）

直流蒸汽发生器（OTSG）多用于一体化压水堆，通常多台OTSG在压力容器内环绕堆芯布置。由于OTSG内包含数百个并联通道，各通道的水动力特性曲线均不尽相同，运行时传热管二次侧工质从过冷水最终成为过热蒸汽，存在剧烈的相变过程，可能导致各种形式的流动不稳定。影响平行通道管间脉动的主要因素有一次侧冷却剂流量、一次侧冷却剂平均温度、给水流量、蒸汽压力、给水温度和蒸汽发生器传热管入口节流系数等［1－2］，OTSG 在低负荷下运行，更易发生流动不稳定现象［3］。因此，OTSG必须在最低稳定运行负荷以上运行，以保证一体化压水堆核动力装置的安全、稳定运行。启动、停止和低负荷运行是核动力装置的基本运行工况，为避免这些工况下OTSG出现流动不稳定，考虑将OTSG分为若干组，在上述工况下只投入部分运行，使运行中的OTSG具有较高的负荷。文献［4］给出了套管式OTSG动态仿真模型，研究结果表明，RELAP5程序能用于套管式OTSG的传热计算。在此基础上，本工作利用RELAP5／MOD3.4建立一体化压水堆的瞬态分析模型［5］，对低负荷工况下OTSG分组运行特性进行分析。

1 OTSG在低负荷工况的流动不稳定

所研究的一体化压水堆配置了12台套管式OTSG，平均划分为4组，采用双恒定运行方案，部分设计参数列于表1。在RELAP5中OTSG的节点划分如图1所示。

核动力装置在低负荷工况下OTSG全部投入运行时，将产生流动不稳定现象。表2列出一体化压水堆从100%FP（FP为满功率）在40s内线性降功率至20%FP，稳定运行一段时间后，再阶跃降至5%FP的计算序列，运行结果示于图2。

由图2可看出，一体化压水堆核动力装置在20%FP以下运行时，二次侧出现不稳定现象，严重影响装置的稳定运行。

表1 一体化压水堆部分设计参数Table 1 IPWR design parameters

图1 OTSG节点图Fig.1 OTSG model nodalization

采取更小的给水流量阶跃变化量可发现，该型一体化压水堆核动力装置在15.4%FP以下运行时，开始出现流动不稳定。

表2 降功率至5%FP计算序列Table 2 Load decrease to 5%FP calculation sequence

图2 OTSG二次侧工质质量流量变化Fig.2 Varying of mass flow for OTSG secondary side

OTSG在核动力装置低负荷运行时可能存在的流动不稳定现象将严重影响核动力装置的安全运行，必须采取合理的运行方案，以避开流动不稳定区域，保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况的稳定运行。

为保证一体化压水堆核动力装置的稳定运行，可选择该装置运行在20%FP，即单组OTSG稳定运行在额定给水量的5%。

2 分组运行方式

核动力装置在低负荷运行时，为避免OTSG出现流动不稳定，可采取OTSG分组运行的方式，即分别停闭1组、2组、3组OTSG，以提高运行组OTSG加热通道的流速，进而提高系统的稳定性。对于停闭组OTSG，一次侧冷却剂正常流动，二次侧给水、蒸汽隔离，处于干烧状态。本节仍采用表2的计算序列，在20%FP及以下阶跃降负荷，分别对停闭1组、2组、3组OTSG 3种工况下的运行特性进行计算，计算结果如图3所示。

由图3可见，当一体化压水堆在低负荷下运行时，停闭1组OTSG，可提高运行组OTSG二次侧的给水流量，装置在15%FP稳定运行，而在10%FP和5%FP，运行仍不稳定；停闭2组OTSG时，装置在15%FP和10%FP能稳定运行，在5%FP仍会出现流动不稳定现象；停闭3组OTSG时，装置可稳定运行在5%FP和15%FP之间。

比较图2、3可看出，OTSG分组运行可保证核动力装置在低负荷工况下避开流动不稳定现象稳定运行，而OTSG二次侧不同的停闭方式可改变适合装置稳定运行的最小负荷。对于快速升降负荷过程，可选择低负荷工况下OTSG分组，使单组在运行蒸汽发生器的给水量保证在额定给水量的5%，以保证装置的稳定运行。

3 升负荷过程的分组运行

假设反应堆启动至5%FP，在此功率下，阶跃提升二回路给水，通过控制系统调节，一回路功率跟踪给水变化阶跃提升［6］。OTSG通过分组运行方式保证OTSG运行在较高的给水流量下避开流动不稳定区域并快速提升负荷。

图3 不同组OTSG运行时二次侧工质的质量流量Fig.3 Varying of secondary side mass flow of different group OTSGs under operation

为保证一体化压水堆核动力装置的机动能力，采取的快速升负荷计算序列列于表3，运行结果如图4、5所示。

表3 快速升负荷至满功率计算序列Table 3 Rapid rise load to full power calculation sequence

图4 升负荷时OTSG二次侧工质的质量流量变化Fig.4 Varying of mass flow for OTSG secondary side at rise load condition

由图4可见，在升负荷过程中，给水流量和蒸汽产量阶跃上升并稳定在额定值的20%，此后在40s提升至满负荷给水。由图5a、b可见，在阶跃变化的过程中，引入堆芯的反应性最大值为0.3＄，远离瞬发临界，并根据二回路给水流量快速变化达到稳定。由图5c、d可见，在双恒定运行方案下，升负荷过程中，OTSG进出口平均温度幅值动态变化相对较小，平均温度控制方法和二回路压力控制方法满足一回路侧功率控制要求和二次侧压力控制要求［7－8］。

该分组方案实现了反应堆130s内从5%FP快速上升至100%FP，并有效避开了流动不稳定区域。

图5 升负荷时的反应性（a）、反应堆功率（b）、一回路温度（c）和蒸汽压力（d）的变化Fig.5 Varying of reactivity（a），reactor power（b），coolant temperature of primary circle（c），and steam pressure（d）at rise load condition

4 快速降负荷至10%FP工况的分组运行

一体化压水堆核动力装置10%FP运行工况，OTSG全部运行时仍会导致流动不稳定现象的出现。将套管式OTSG分组，只将两组6台投入运行，可保证一体化压水堆核动力装置稳定运行。计算序列列于表4，运行结果如图6、7所示。

表4 降负荷至10%FP的计算序列Table 4 Decrease load to 10%FP calculation sequence

由图6可见，二回路蒸汽产量和给水流量能较好匹配。由图7a、b可见，在降负荷变化的过程中，反应堆引入负反应性，并根据二回路给水流量变化达到稳定，对于反应堆功率有着相同的变化趋势。由图7c、d可见，在双恒定运行方案下反应堆温度在负荷变化过程中满足一回路平均温度和二回路蒸汽压力不变的运行方案要求。

图6 降负荷时OTSG二次侧工质质量流量变化Fig.6 Varying of mass flow for OTSG secondary side at decrease load condition

通过套管式OTSG的分组运行，保证了一体化压水堆核动力装置在10%FP工况的稳定运行。

5 结论

通过以上研究可得出如下结论。

图7 降负荷时的反应性（a）、反应堆功率（b）、一回路温度（c）和蒸汽压力（d）的变化Fig.7 Varying of reactivity（a），reactor power（b），coolant temperature of primary circle（c），and steam pressure（d）at decrease load condition

1）一体化压水堆核动力装置低负荷运行时，OTSG二次侧给水流量较小，通道内流速较低，沸腾过程较剧烈，导致发生流动不稳定。

2）本工作选用的一体化压水堆核动力装置模型低负荷运行OTSG流动不稳定起始点为15.4%FP。

3）在低负荷时，采用OTSG分组运行方式，可使在运行OTSG的给水流量提高，从而保证OTSG运行的稳定性。

4）本工作对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速升降负荷工况的应用进行了特性分析，结果表明，OTSG分组运行满足一体化压水反应堆核动力装置快速升降负荷工况需求，并能在一定程度上避免流动不稳定现象的发生。

OTSG分组运行，停闭组蒸汽发生器一次侧处于干烧状态，将导致反应堆一回路冷却剂流量分配不均，影响堆芯功率分布。同时，对于停闭状态的OTSG二次侧投入运行时，给水瞬间所带来的热应力问题还有待分析。而分组运行所应采取的控制方案，也需在未来的工作中进一步确定。

［1］黄彦平，马介亮，肖泽军，等.多管平行通道流动不稳定性类型试验研究［J］.核科学与工程，2002，22（4）：289－295.HUANG Yanping，MA Jieliang，XIAO Zejun，et al.An experiment on unsteady flow type in parallel multi－channel test element［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2002，22（4）：289－295（in Chinese）.

［2］吴鸽平，秋穗正，苏光辉，等.套管直流蒸汽发生器流动不稳定性研究［J］.原子能科学技术，2007，41（3）：325－330.WU Geping，QIU Suizheng，SU Guanghui，et al.Study on flow instability in annular tube oncethrough steam generator［J］.Atomic Energy Science and Technology，2007，41（3）：325－330（in Chinese）.

［3］张佑杰，曹丹，刘志勇，等.低参数OTSG稳定性实验研究［J］.原子能科学技术，2006，40（1）：1－4.ZHANG Youjie，CAO Dan，LIU Zhiyong，et al.Experimental investigation on once－through steam generator stability under low thermal parameter［J］.Atomic Energy Science and Technology，2006，40（1）：1－4（in Chinese）.

［4］刘建阁，彭敏俊，张志俭，等.套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析［J］.原子能科学技术，2010，44（2）：175－182.LIU Jiange，PENG Minjun，ZHANG Zhijian，et al.Load following dynamic characteristic analysis of casing once－through steam generator［J］.Atomic Energy Science and Technology，2010，44（2）：175－182（in Chinese）.

［5］刘建阁.一体化压水堆稳态运行特性研究［D］.哈尔滨：哈尔滨工程大学，2008.

［6］徐文奇.一体化压水堆运行控制策略研究［D］.哈尔滨：哈尔滨工程大学，2009.

［7］彭敏俊，杜泽.船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究［J］.核科学与工程，2001，21（4）：306－309.PENG Minjun，DU Ze.Research on ideal steadystate programming of marine PWR nuclear power plant［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2001，21（4）：306－309（in Chinese）.

［8］刘建阁，彭敏俊，张志俭，等.套管式直流蒸汽发生器稳态特性分析［J］.哈尔滨工程大学学报，2009，30（7）：757－762.LIU Jiange，PENG Minjun，ZHANG Zhijian，et al.Analysis of steady－state characteristics of casing once－through steam generator［J］.Journal of Harbin Engineering University，2009，30（7）：757－762（in Chinese）.