先进压水堆核电厂安全壳内滤网设备压损研究

殷 勇，熊国栋，艾华宁，黄 亮，王浩宇，于 江

(中广核研究院有限公司，广东深圳518124)



先进压水堆核电厂安全壳内滤网设备压损研究

殷 勇，熊国栋，艾华宁，黄 亮，王浩宇，于 江

(中广核研究院有限公司，广东深圳518124)

在AP1000机组中，安全壳内滤网设备用于过滤失水事故后循环冷却水中的杂质，确保非能动堆芯冷却系统(PXS)正常运行。压损是滤网设备重要性能指标，滤网设备压损不能超过规定限值，以保证事故后有足够的循环冷却水可以冷却堆芯。滤网设备压损分为过滤部分压损和流道部分压损，文中通过试验手段和模拟计算的方法分别得出了一种新型滤网设备的各部分压损值。研究结果表明，在电厂极限工况条件下，该新型滤网设备过滤部分最大压损为0.329kPa，流道部分最大压损为0.636kPa，总压损为0.965kPa，远远小于1.72kPa的设计要求值。本研究结果为此种新型滤网设备下一步投入实际使用奠定了坚实基础。

滤网；AP1000；核电站；数值计算

福岛核事故后，核电厂的运行安全再次成为全社会的关注焦点。造成福岛核事故的一个重要原因就是海啸引发的应急电源断电，致使相关安全系统无法有效排出堆芯余热，最后造成堆芯熔化，放射性物质外泄[1]。AP1000机组因其采用的“非能动安全系统”，可不依赖外部电源即可维持安全系统运作，相应的安全系数大幅提升[2]。

AP1000机组一旦发生冷却剂丧失(LOCA)事故(即失水事故)，非能动堆芯冷却系统(PXS)将立即启动，向堆芯进行注水冷却，保证堆芯余热顺利排出，防止堆芯熔化，最终使核电厂进入安全停堆状态[3]。在此事故过程中，安全壳内会产生大量的杂质，其中有相当部分的杂质可能混入循环冷却水中。为保证堆芯冷却水循环有效进行，设置了专门的滤网设备对冷却水中的杂质进行过滤。如果滤网设备被杂质堵塞，可能会使凭重力驱动的循环水压头不足，导致没有足够的循环冷却水注入堆芯，影响堆芯余热的排出。

为降低滤网设备的压损，保证循环冷却水有足够的压头，根据此前在运机组的经验反馈，AP1000机组在系统设计上做了大量针对性的改进。如减少纤维类保温材料的使用，采用金属反射保温材料(RMI)[4]，这样可以尽可能地减少事故后到达滤网设备的杂质量；合理设计滤网设备，降低滤网表面流速，对滤网设备设置围堰，防止大杂质碎片因循环水流速过快夹带到滤网表面，从而减少在滤网设备上的循环水压头损失[5]。

通过合理设计滤网设备的结构，增大滤网设备的过滤面积，也可以减小滤网设备的压损。

本文介绍了一种用于AP1000机组的新型滤网设备，并通过试验手段与计算方法分别求出该设备在失水事故工况条件下过滤部分和流道部分的压损。结果可用于判断该滤网设备是否符合AP1000机组的技术要求，是该滤网设备投入实际使用之前的重要性能表征参数。

1 滤网设备简介

对于AP1000机组，安全壳内滤网设备有多种方案，比如CCI公司设计的滤网设备为“口袋式”，该形式滤网设备单位布置空间内过滤面积大，但是结构形式较复杂，加工难度高。

本文研究的滤网设备采用“盒式”结构。该结构形式在保证足够过滤面积的前提下，结构简单，制造成本低。

AP1000机组安全壳内滤网设备根据布置位置的区别分为安全壳内换料水箱(IRWST)滤网和安全壳再循环(CR)滤网。IRWST滤网用于过滤IRWST内的循环冷却水。整个IRWST滤网分为A、B、C三列布置。IRWST滤网A、B列分别各布置5个过滤模块，结构如图1所示。C列共布置10个过滤模块，结构如图2所示。

图1 IRWST滤网A/B列结构示意图Fig.1 The schematic of IRWST screen A/B

图2 IRWST滤网C列结构示意图Fig.2 The schematic of IRWST screen C

CR滤网用于再循环工况下循环冷却水的过滤，整个CR滤网分为A、B两列布置。CR滤网A、B列各布置18个过滤模块，如图3所示。各列滤网由于布置空间的关系，高度有所不同，滤网设备相关设计参数如表1所示。

研究整个滤网设备的压损时，将其分为两部分。分别是过滤部分压损和流道部分压损。过滤部分压损通过试验方式测出，流道部分压损通过数值模拟的方式计算求得。

图3 CR滤网A/B列结构示意图Fig.3 The schematic of CR screen A/B

表1 滤网设备参数Table 1 Design parameters of screens

获得试验部分和流道部分极限工况下的压损值后，相加即可获得滤网设备的总压损。将其与AP1000的电厂设计要求进行对比，从而判断本滤网设备的性能是否满足要求。

2 过滤部分压损试验

2.1 试验装置

图4 滤网过滤模块外形图Fig.4 The schematic of screen module

图4即为滤网试验样机。该样机采用滤网设备的一个过滤模块构成。整个样机由55个长方体过滤元件组成，长方体过滤元件表面开有滤孔，滤孔直径1.6mm，试验样机的过滤面积为6.897m2。

图5为试验装置回路图。

图5 试验装置回路图Fig.5 The image of test equipment

该试验装置可以模拟核电厂大破口失水事故后再循环阶段特定循环水的水质条件(杂质类型和杂质浓度)、水温条件以及冷却剂的过滤循环过程。整个试验回路由透明有机玻璃水池，循环泵，加热器和相应的连接管路构成，并设置有相应的温度、流量和差压传感器，温度控制系统和数据采集系统。

2.2 试验参数

AP1000核电厂IRWST滤网和CR滤网极限工况条件下总流量均为950m3/h，但由于IRWST滤网的布置过滤面积小于CR滤网，因此IRWST滤网表面流速更快。此外，根据设计条件，单位过滤面积条件下，IRWST滤网的杂质负荷更大。故从保守性考虑，压损试验输入参数采用IRWST滤网相关设计参数，试验结果可以包络CR滤网过滤部分压损。

试验流量和试验杂质量基于实际滤网表面流速和表面杂质负荷与试验样机滤网相同原理，经过换算得出。下面以试验流量计算为例，说明计算过程。

式中：K——面积比例系数；S1——IRWST滤网布置过滤面积；S2——试验样机过滤面积；Q1——IRWST滤网最大工作流量；Q2——试验样机流量；

其余各种杂质计算过程与流量一致。计算后数据如表2所示。

表2 试验输入参数Table 2 Input parameters of test

试验中采用颗粒、纤维和化学沉淀物来模拟核电厂事故后产生的各种杂质。颗粒用平均粒径为10μm的球形碳化硅颗粒进行模拟；纤维采用玻璃纤维进行模拟，其微观直径≤7μm；化学沉淀物包括NaAlSi3O8、Zn3(PO4)2和Ca3(PO4)2，采用化学合成的方法进行制备。试验温度设置为比室温高10 ℃左右，并保持试验时温度稳定。

2.3 试验结果及分析

试验时先将待测试滤网设备安装在透明有机玻璃水池中。设备安装完毕后，即可向水池充水。达到指定水位后，开启循环泵和加热器。以表2中的试验流量和试验温度进行运行，待循环回路流量和温度稳定后，分批次投放各种杂质，之后待通过滤网的冷却水流量和压损稳定后，以试验流量为基准，测试并记录试验流量周围几个不同流量下的滤网压损值，测试结果如表3所示。

表3 流量-压损测试结果Table 3 Test results of flow rate and head loss

滤网设备实际运行时为反应堆冷却剂系统发生失水事故时，此时安全壳内处于高温、高压状态，循环冷却水的温度高于100 ℃。正常情况下模拟此类水温难度极大，故需要对试验数据进行温度修正，从而获得滤网在极限工况条件下的压损值。本文采用NUREG/CR-6224[6]中描述的方法，根据试验测出的流量、压损数据，进行温度修正得到事故后极限工况下的过滤部分压损值。

结合表3的流量压损数据，并结合文献[6]中描述的温度修正方法，在极限工况条件下，即流量为53.16m3/h，温度为153℃时，滤网过滤部分压损大小为0.329kPa。

3 流道部分流阻计算

流道部分流阻计算不进行比例缩放，全部按照实际设计流量和滤网尺寸来进行计算。

计算前，首先建立IRWST滤网和CR滤网汇流槽的三维模型。模型如图6～图8所示，图中滤网的盒式过滤元件已省去。在此三维模型基础上，利用ANSYS对其进行网格划分，选定边界面。最后根据电厂极限工况条件，作为Fluent计算的边界条件和输入条件，求出滤网设备流道部分压损值。

图6 IRWST滤网A/B列汇流槽三维模型Fig.6 IRWST screen A/B flow channel 3D model

图7 IRWST滤网C列汇流槽三维模型Fig.7 IRWST screen C flow channel 3D model

图8 CR滤网A、B列汇流槽三维模型Fig.8 CR screen A&B flow channel 3D model

3.1 输入条件

设定的输入条件如下：

(1) IRWST滤网布置如图9所示，待过滤的冷却水通过A、B、C三列滤网过滤后流出，C列滤网过滤的水需经过A、B列滤网汇流槽排出。IRWST滤网总过滤流量为950m3/h，假设C列过滤流量为475m3/h，从C列滤网两端流到A或B列汇流槽的流量为237.5 m3/h，A列或B列滤网过滤的流量为237.5m3/h；

图9 IRWST滤网布置图Fig.9 The layout diagram of IRWST screen

(2) CR滤网总共两列，假设每列滤网通过流量为475 m3/h；

(3) 分析中循环冷却水水温选定为153 ℃，环境压力为0.52MPa，153 ℃对应水的密度为913.945kg/m3、黏度为1.92×10-4Pa·s；

(4) CR滤网设计与IRWST滤网相同，只是模块数量和模块摆放不一致，本计算假设相同。

3.1.1 入口条件

设定滤网设备过滤部分为流道部分的质量流量入口。

根据上文中的流量要求进行质量流量的分配，流道部分每列滤网的入口流量和流速分别根据设计流量平均分配得到的，设定入口流速方向垂直于流道。

3.1.2 出口条件

出口设定为自由出流，在进行Fluent模拟时，当模拟计算结果收敛，根据质量守恒原则，出口总流量应与入口总流量大小相等，这是验证模拟计算可靠性的标准之一。

3.1.3 壁面条件

壁面静止、绝热，而且无内热源。

3.2 数学模型

在失水事故工况下，循环冷却水为过冷水，因此可认为是不可压缩三维流动。根据通过滤网设备的循环冷却水流量，认为水的流动为湍流流动，选用湍流模型模拟汇流槽流道的流场分布。计算模型为常物性稳态不可压缩模型，采用显式离散化求解器；差分采用一阶迎风格式，SIMPLE算法进行求解；选用标准k-ε湍流模型对每列汇流槽流道进行模拟计算。通过联立求解连续性方程、动量方程以及湍动能和湍流耗散率的通用输运方程得到流道内的流场分布，具体数学模型如下：

(1) 控制方程

在直角坐标系形式的绝对参考系下，流动状态满足连续性方程和动量方程[7]。

连续性方程：

(1)

动量方程：

(2)

式中：ρ——流体密度，kg/m3；u——速度，m/s；t——时间，s；x——空间坐标；μ——动力黏度，Pa·s；S——源项；i、j——坐标轴方向分量。

(2) 湍流方程

采用标准k-ε双方程湍流模型，通过引入湍流动能(k)和湍流耗散率(ε)的通用输运方程，与方程(1)和方程(2)形成封闭方程组。其形式如下：

湍流动能方程：

(3)

扩散方程：

(4)

其中：

(5)

(6)

式中：μt——湍动黏性系数；Gk——时均速度梯度产生的湍流动能；

σk、σε——k方程和ε方程的湍流普朗特数(根据经验取σk=1.0、σε=1.3)；

Sk、Sε——源项；

Cμ、C1ε、C2ε——常数，这些常量是从试验中得来的，根据经验取Cμ=0.09，C1ε=1.44，C2ε=1.92。

3.3 计算结果

滤网流道各部分压损和流量计算结果如表4所示。

表4 流道压损计算结果Table 4 The results of flow channel head loss

计算结果表明，对于IRWST滤网在设计流量950 m3/h，153 ℃条件下，A/B列过滤的流量为150.8 m3/h，C列过滤的流量是324.2 m3/h，此时IRWST滤网的流道压损为0.114kPa。

对于CR滤网，在上述条件下，A/B列流道流量均为475 m3/h，此时的压损为0.636kPa。

4 结论

本文介绍了一种用于AP1000核电厂的新型滤网设备。并通过试验和计算的方法求出了该设备在AP1000核电厂极限运行工况条件下的压损。各部分得到的压损值如表5所示。

表5 滤网压损试验结果Table 5 The results of screens head loss test

由于IRWST滤网工作工况更恶劣，故过滤部分压损统一采用以IRWST滤网工况为试验输入，得到的压损值为0.329kPa；流道部分经计算CR滤网的压损值较大，为0.636kPa。这样滤网设备在极限工况条件下，最大压损为0.965kPa，远远小于1.72kPa的设计要求值。说明本滤网设备在压损性能方面完全符合AP1000核电厂的技术要求。通过本压损试验研究，为该型滤网设备将来实际应用打下了坚实基础。同时也为CAP1400等AP1000类似机组相关滤网设备的研发积累了经验。

[1] 陈达. 核能与核安全：日本福岛核事故分析与思考[J]. 南京航空航天大学学报,2012,5:597-602.

[2] 叶奇蓁. 后福岛时期我国核电的发展[J]. 中国电机工程学报,2012,11:1-8.

[3] 林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京: 原子能出版社,2008: 138-148.

[4] 李鲲,戴长青. 金属反射型保温系统在AP1000反应堆压力容器的应用[J]. 核科学与工程,2015,2:246-249.

[5] 刘宇,张庆华,李春. 国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进考虑[J]. 核安全,2009,2:54-57.

[6] G. Zigler,J. Brideau,D. V. Rao,et al. NUREG/CR-6224 Parametric Study of the Potential for BWR ECCS Strainer Blockage Due to LOCA Generated Debris[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission,1995.

[7] 张兆顺,崔桂香. 流体力学[M]. 北京: 清华大学出版社,1998: 66-69.

The Study of Advanced Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant IRWST and CR Screens Head Loss

YIN Yong，XIONG Guo-dong，AI Hua-ning，HUANG Liang，WANG Hao-yu，YU Jiang

(China Nuclear Power Technology Research Institute,Shenzhen of Guangdong Prov. 518124,China)

In the AP1000 nuclear power plant,the design function for the In Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) and Containment Recirculation (CR) Screens is to prevent debris from being injected into the Reactor Coolant System during passive core cooling operations. Each screen must allow the recirculation of reactor coolant flow through while minimizing head loss and maintaining the required design flow rate. Screens head loss can be divided into filter section head loss and flow channel head loss. An experiment apparatus which can measure the filter section head loss is introduced. The flow channel head loss is studied by numerical calculation method which is also given a detailed description. The results show that,in limiting case,the filter section head loss is 0.329 kPa,the flow channel head loss is 0.636 kPa,the total head loss,or say screens head loss,is 0.965 kPa,which is far lower than design requirement 1.72 kPa. The study lays a foundation for the screens to put into use.

Screen；AP1000；Nuclear Power Plant；Numerical Calculation

2017-04-11

国家能源应用技术研究及工程示范项目(NY20140203)

殷 勇(1970—)，男，四川人，高级工程师，现主要从事核电设备研发与设备鉴定工作

TL353+.9

A

0258-0918(2017)03-0367-07