一回路相关死管段与热分层危害分析

高剑峰，杨红义

(1.中广核工程有限公司，广东 深圳 518057；2.中国原子能科学研究院 快堆研究设计所，北京 102413)

死管段与热分层是核岛工艺系统管道常见的热工水力危害现象。国内外对于死管段已具备一定应对经验，如大亚湾核电站改造、法国AREVA公司对EPR堆型死管段的细化分析。对于管道热分层，国内关注稳压器波动管线热分层问题较多；国外西屋公司对AP1000堆型各管线热分层问题进行过分析，美国EPRI等机构也对管道热分层问题进行过研究。

死管段与热分层二者既有区别又有联系。死管段或热分层是否可能发生应根据危害产生机理对相应管线初步筛选后再具体分析，并结合一定的判断准则，在必要时采取应对措施。

死管段通常针对与一回路直接相连的管道上两端设置隔离阀或止回阀的隔离管段，隔离管段内的流体处于静止状态，若初始压力较低且存在排气不充分等因素导致隔离管段内的流体不能充满管段，则当一回路升温及正常运行的过程中，管段内部分流体会受一回路传热影响而蒸发，最终形成液态与非液态交界面，进而导致管道、阀瓣或阀座的腐蚀。死管段主要表现为被隔离管段顶部和底部之间存在热分层。

热分层现象通常指管道受外部因素影响而壁面存在温差，如管道径向温度不均匀、管道轴向温度呈梯度变化，在温差超过一定限值后将导致管道材料发生力学疲劳甚至破损。若同时存在促使热循环的因素，如管道内工质流量或温度变化，将引起管道材料的应力循环，则热分层危害更明显。

热分层分析的关键是结合CFX等计算流体力学软件判断管道壁面温差是否在管道材料允许的准则范围内。美国EPRI等机构已提供一定的热力分析模型与准则，例如在电站60年寿期内累计疲劳利用因子<1.0，管道横截面径向温差以10 K作为阈值。本文据此准则进行评估。

1 死管段分析

分析堆型对象与一回路主管道相连的管线包括稳压器波动管线、稳压器喷淋管线、冷热段安注管线、余热导出管线、化容系统上充与下泄管线、疏排水管线、核取样管线及仪表管线等。

形成死管段现象的首要条件是：在电站正常运行期间某管段两端被隔离阀或逆止阀隔离以及存在外部诱因(如含气、阀门泄漏、无外界加压等)，故上述部分管线在电站正常运行期间不会发生死管段危害。

另一部分管线有待经超声波试验(UT)检查和阀门及管线内部完整性检查进一步确认，UT是至今最普遍采用的管道内是否存在气体的检测方法，对于某些管线采取良好的排气措施即可应对死管段现象。

对于冷、热段安注管线与安注箱安注管线，虽存在两个阀门间隔离管段，但当一回路压力达到一定值时，安注箱隔离阀开启加压此管段，故也不会发生死管段现象。

经筛选分析，余热导出管线发生死管段危害可能性较大且属于重要管道，需加以进一步计算分析，且必要时需通过连接经安注箱加压等手段以防止发生死管段现象。

2 热分层分析

对于多数仪表管线或排气管线，因为管径很小，据有关准则不需进一步评估，即不考虑受热分层危害影响。下面重点分析反应堆冷却剂系统及其连接管线。

1) 热段管线。在正常功率运行期间因为流量明显，故热段管线不受热分层危害影响。在启停堆期间，若环路1主泵停运，则来自稳压器的强烈波动流进入可引起环路1热段管线内热分层。另外，因冷却剂在反应堆压力容器内受热可能不均匀而导致工质内形成温度相对较高的流线，进而对热段造成热分层。半管运行期间因为液态工质仅占据管内下部，故也可造成热段热分层。

2) 冷段管线。在正常功率运行期间因为来自一回路主泵的流量明显，故冷段管线不受热分层危害影响。若环路1主泵停运，则可能引起环路1冷段管线内热分层。半管运行期间因为液态工质仅占据管内下部，故也可造成冷段热分层。

3) 堆坑直接注水管线。分析堆型对象的堆腔直接注水管线原设计现已改为堆坑直接注水管线，故无需考虑来自反应堆压力容器的紊流与对流效应对管线热分层危害。堆坑直接注水管线与水源非能动注水箱之间、与能动注水泵之间分别设置至少两个隔离阀，也不必考虑泄漏导致的热分层危害。

4) 稳压器安全(阀)管线及严重事故泄压管线。设置双隔离阀而不发生泄漏。基于第1个隔离阀上游管线长度等信息，稳压器汽相紊流渗透影响也不足形成热分层危害。

5) 稳压器波动管线。两端分别连接稳压器与热段，管线有倾斜度而不设置阀门。稳压器内液态工质与热段温差尤其在加热启堆与冷却停堆期间明显，管段长度有限，有必要关注热分层危害。稳压器波动管线热分层强度、位置与稳压器波动流量、一回路主泵转速(原理同上述热段管线)有关。

6) 稳压器喷淋管线。主喷淋管线引自于冷段，设置旁路连续可控喷淋以防止启动喷淋时瞬态热冲击。对于冷段附近的主喷淋管线温度接近冷段，故不需评估。对于主喷淋管线其余部分，在满功率运行期间，稳压器内蒸汽与一回路冷段温差仅约60 K，相应管线具有一定长度，故认为热分层满足接受准则。辅助喷淋管线内静止工质温度为常温300 K，主、辅喷淋管线连接位置温度可达约573 K，即辅助喷淋管线隔离阀小流量泄漏可引起主喷淋管线热分层危害。辅助喷淋管线隔离阀下游汇合主喷淋管线进而连接一回路稳压器，在电站正常功率运行时也可筛除该阀下游辅助喷淋管段危害，因为主喷淋管线内流速不高且紊流渗透进入辅助喷淋管线程度也不足而无法生成热循环。

7) 化容系统上充管线。在上充或辅助喷淋其中一支路单独发挥作用时，另一支路仅一个隔离阀发挥全流程隔离流量作用，故需考虑泄漏导致的热分层危害问题。不同于下述冷热段安注管线分析，高压上充泵对一回路也形成高压源导致泄漏经隔离阀进入。另外，上充管嘴工质温度仍近似再生式热交换器出口温度，与冷段内温度相对高的工质在连接管嘴附近混合，温差达约33 K，上充管嘴存在热分层危害风险。

8) 化容系统下泄管线。在电站正常功率运行期间管线内有连续流量，故不考虑受热分层危害影响。

9) 冷热段安注管线。安注管线较低温度工质与冷热段的工质在连接管嘴附近混合，温差较大，安注管嘴存在热分层危害风险。

10) 余热导出管线。在启停期间余热导出投运时，管线内有连续流量，故不考虑受热分层危害影响。在电站正常功率运行期间，因为受一回路热段高温传热影响，而余热导出吸水管线周围是环境空间，故温差及来自热段的紊流影响可导致热分层危害风险。

3 典型管道具体分析

3.1 分析过程[1]

综上可知，余热导出(RHR)管线最有可能同时发生死管段与热分层危害对象，现以该管道为例进行CFX软件模拟，分析工况对应电站正常功率运行。

将一回路热段、连接热段的余热导出管线及其支管线，这两根管线下游各自的两个隔离阀等部件结合建于1个模型内，如图1所示(以阀瓣等效折算替代隔离阀，图中箭头指示位置分别为余热导出管线第1、2隔离阀，余热导出管线支管第1、2隔离阀)，如此不仅可分析连接一回路的余热导出非隔离管段内热分层特点，还可分析下游两个隔离阀间封闭管段内工质温升情况进而判断死管段危害。据设备设计经验，分别取上述4个隔离阀瓣厚度为67、135、26、34 mm，且相对于连接管都很短。隔离阀瓣材料设定为制造金属，而管线内材料设定为变物性液态工质。

图1 CFX建模

局部关键位置需实施网格处理，对余热导出管线及其支管的壁面设边界层；对隔离阀瓣周向端面、隔离阀瓣侧壁面、热段与余热导出管线交界面、余热导出管线与支管交界面分别加密，在此基础上进一步对模型网格总数精细化处理，结果如图2所示。

图2 精细化处理前后模型端部和中部图示

热段各部分组成流阻损失很小，取热段入口边界条件为电站正常功率期间一回路压力，出口边界条件为单环路最佳估算流量。因需考虑来自热段紊流流场影响，故不可直接在死管段连接热段管嘴位置定义边界温度。热段及其他管段初始温度分别为598 K和333 K。

据设计经验，余热导出管线传热系数取0.4 W/(m2·K)。选取工质为硼水并应用物性随温度变化的特点，即考虑浮升力及相应循环流场影响。评估电站正常功率运行期间上述热工水力现象，可采用稳态模拟。

3.2 分析结果

基于3.1节网格总数精细化处理前后不同设置，最终计算满足收敛准则后可得出余热导出管线及其支管温度分布，如图3所示。

图3 余热导出管线温度分布

图3b为网格总数精细化处理后计算结果，余热导出管线接近第1个隔离阀位置温度最低达545 K，余热导出管线连接热段位置温度最高达595 K，整个管段温度降幅小于50 K。另外，余热导出管线横截面径向温差小于5 K。

图4为模型网格总数精细化处理前后计算结果。由图4a可见，余热导出管线下游及支管第1、2隔离阀间封闭管段主体温度高于396 K。由图4b可见，余热导出管线下游及支管第1、2隔离阀间封闭管段温度高于400 K，超过初始压力对应饱和汽化温度373 K。若因实际各因素导致该管段通常初始无法完全充满水，则该管段内的水被加热温度还将高于此分析结果而出现死管段危害。

a——网格总数精细化处理前；b——网格总数精细化处理后

余热导出管线上游非隔离管段内流场受一回路冲击紊流、变物性工质升温密度变化形成的浮力循环流影响，相应流线如图5所示。

图5 余热导出管段流线

3.3 危害应对

因余热导出管线第1个隔离阀至连接热段位置轴线长度超过10 m，不计靠近阀门边缘位置的整个管段温度降幅小于50 K，即轴向平均温度梯度小于5 K/m；余热导出管线横截面径向温差小于5 K，根据相关准则，热分层危害总体上基本不用考虑。针对死管段，可考虑安注箱引出管线加压方式避免危害，也可考虑调整布置方案(但调整可能受其他因素掣肘)或调整余热导出管线等部件对外传热系数设计以实现封闭死管段温度低于373 K一定数值。

如图6所示，若实施余热导出管线第1个弯头下游管段布置长度延长约5 m等设计调整，最终计算满足收敛准则后，余热导出管线下游及支管隔离阀间封闭管段温度如图7所示，可见两个管段主体温度低于366 K，即皆低于初始压力对应饱和汽化温度，即认为可基本避免死管段危害。

图6 调整布置模型

图7 余热导出管线下游及支管隔离阀间封闭管段温度分布(调整布置)

4 结论

死管段与热分层危害是核岛系统设计者面对的重要问题之一。结合有关经验与核岛工艺系统设计特点，对某压水堆一回路各连接管线逐一进行死管段与热分层危害分析筛选，进而明确只有其中部分管线可能发生危害。对其中典型的热段连接余热导出管线应用CFX模拟具体分析，最终得知余热导出管线轴线平均温度梯度与管线横截面径向温差基本满足准则要求，故热分层危害总体上不用考虑。余热导出管段下游隔离阀间封闭管段可能出现死管段危害，但通过调整布置等措施可避免。

工程分析工作常采用一定的简化或等效折算处理方式，本文还可进一步精化分析，如可结合该堆型以后详细设计数据，并考虑加入已忽略的管道壁厚等因素影响等。

参考文献：

[1] Di PLAZZA I. AP1000 RNS line-thermal stratification analysis, APP-RCS-M3C-043[R/OL]. [S. l.]: [s. n.], 2012.