反应堆管道系统水锤现象不利影响及防治措施研究进展

张义科，彭 军，李福春，余 峰，张克强，赵登山，赵占奎，程浩博，雷 琴

（中国核动力研究设计院第一研究所，成都 610041）

关键字：反应堆系统；水锤现象；不利影响；防治措施

循环水供水系统是反应堆系统的重要组成部分，主要适用于反应堆蒸汽发生器热交换、余热排出以及换热器热交换等涉及热量交换的部分（如图1 所示）。反应堆多个供水系统和蒸汽系统都曾出现过或大或小的水锤现象。水锤是有压流体体系中的泵体、阀体等水力部件紧急动作造成流体动量骤然变化而引起的水压瞬变过程，是管道系统中由水力撞击引发的一系列压力骤变且交替变化的行为。当管道发生非预期的水锤时，所产生的动力载荷可达管道正常压强值的数十倍以上，造成管道内及管壁受力情况迅速恶化。水锤的外部表观为剧烈振动和巨大噪音、管道及其附属构建物产生共振，严重时表现为管道及附属构建物变形、疲劳断裂和功能性丧失、管网泄漏和供给中断，系统不能正常运行。

图1 压水反应堆流程及原理图Fig.1 Flow chart and schematic diagram of pressurized water reactor

反应堆的安全运行极大程度上依赖循环冷却水源的可靠供给，而非设计基准下的水锤现象发生时间短且破坏性强，无论是从反应堆的长期稳定运行，还是反应堆的安全分析来说，水锤现象都是需要关注的问题。科学分析管道中水锤形成机理、严谨评估水锤的不利影响以及合理采取干预措施是保障反应堆系统长期安全、稳定运行的关键。

本文介绍了国内外水锤现象的研究现状及进展，重点分析反应堆系统管路水锤现象的成因以及采取的应对措施。

1 国内外研究现状及发展

1850年Wilhelm Weber 分析压力管道中水锤波的传播情况以及管壁弹性与水锤波的内在联系。1875年Jules等人首次开展水锤试验，考虑通过建立气腔室和泄压阀来削弱阀门关闭引起的水锤冲击。1891 年Frizell 通过波速与水锤压力的关系，建立阀门关闭时波速与压力变化关系。1898 年Joukowaky 阐示水锤原理，首次提出水力瞬变计算公式。1913 年Loreuzo Allievi 关于不稳定流动基本微分方程的论著则奠定了水锤研究的基础。

在国内，清华大学于20 世纪70 年代开始专注于水锤理论和计算研究，开展主管道事故断裂下的水锤力及管道变形和甩摆等诸多项目研究，并取得了大量宝贵经验。王树人等人的防水锤和旋启式止回阀水锤性能研究引起国内外的高度关注［1，2］。

反应堆管道系统中普遍存在气液两相流共存现象，因此想完全消除机组的水锤现象并不现实。我们只有采取优化工艺流程、选配合理参数以及规范操作流程的方法，才能有效降低水锤发生频率。美国经过数十年运行和变更设计积累了丰富的经验和干预措施，但在核电机组建设初期，由于并未足够重视水锤后果，造成多起严重的水锤事故。据统计，20世纪70年代前期相继报告150 余次核电站水锤事件，其中重水堆和沸水堆核电机组约各占一半。20世纪70年代中期，核电厂水锤发生频率超过20 事件/年。事件造成4座核电厂管道永久变形和支撑物破坏而被迫停役检修，另一起汽泡破裂水锤事件则导致安全壳贯穿墙给水管破裂和安全壳体热变形。

国内大亚湾和岭澳核电机组都曾发生多起水锤，导致管道系统振动高而自动报警和跳机。

水锤剧烈震颤会导致蒸发器接管弯头塑性变形，调节阀、止回阀和密封件等部件失效或损坏。因管道设备强度不够，水锤冲击波会造成管道裂纹、爆管以及设备损坏等严重后果。因此，非设计基准范围内的水锤对于反应堆系统的长期稳定运行极为不利。

1978 年底，NRC 将水锤列为“尚未解决的安全问题，A-1”（Unresolved Safety Issue A-1‘Water Hammer’）［3］。具有一定危害、非恒定流现象的水锤事件经常发生在核动力装置管道系统中，产生的噪声、振动和气柱分离等危害足以影响甚至破坏系统结构和功能完整性。进入20世纪后，随着核电站的大规模兴建以及福岛事件后社会公众对核安全的关注，国内外对具有潜在威胁的水锤现象更加重视。中国核动力研究设计院等科研院所对核动力装置潜在水锤现象也开展研究。

近年来，高性能计算机和云计算的运用使得对水锤机理的研究和影响因素的分析不再局限化。为模拟水锤现象对反应堆系统安全性的影响，Kaliatka［4］结合试验，运用RELAP5/MOD3.3 程序对RBMK-1500型号反应堆主回路系统进行分析，结果表明止回阀的快速动作是主回路水锤现象的主要诱因。Jalil Emadi［5］则通过分析软件研究非稳态水力条件下系统的水锤现象，得出机组转动惯量、管道类型以及水温都可能影响水锤现象的结论。

我国核电事业起步稍晚，对于发生在核电反应堆系统和船舰核动力装置中的水锤现象，在理论计算、实验分析及运行经验等方面与国外还存在一定差距。但近年来我国核能资源开发势头强劲，在引进、消化、吸收与转化等方面有较大突破，在理论计算、模拟仿真以及实验等方面取得了较多成果，能够为工程设计、运行操作提供参考依据。

2 水锤现象机理分析及干预

2.1 水锤现象形成机理

水锤具有多重含义，包括经典水锤理论、汽锤以及与两相流相关的水锤。在经典水锤理论中，水作为流动介质，流动阻断和气体空穴是水锤现象的主要诱因。阀门的快速响应引起管道中流体动量急剧变化，导致流体压力波在管道中传播并来回震荡，发出锤击声，引起相连管路振动。不同于经典水锤理论，汽锤（蒸汽管道水团冲击）的流体介质为蒸汽。除允许范围内的含湿量外，反应堆蒸汽管道中通常不允许携带超量的液态水。一般来说，蒸汽管道系统中携带液态水就可能发生水锤现象。若蒸汽管道中存在积水，阀门开启后，积水将随蒸汽的快速流动而被卷起形成水团，在高压蒸汽驱动下加速流动，内部表现为冲击弯管等阻力件，外部则表现为管道及附属支撑架的剧烈振颤。因此，在介入蒸汽之前，工作人员应采取疏水措施排空蒸汽管道底部积水，避免发生严重汽锤现象。与两相流相关的水锤形成形式更为广泛，如蒸发器系统出现的气泡破裂引起的管道空泡以及蒸汽管道中出现冷凝现象等。

2.2 水锤现象的成因分析

反应堆系统管路水锤现象诱导因素较多，国内外就某些特定事故工况下的水锤现象展开研究。

2.2.1 管路系统异常切换

反应堆循环水系统多采用“泵+止回阀”的形式防止倒流，而在系统管路切换过程中，止回阀的启闭动作均会引起过大或小的水锤现象，造成系统压力和流量波动。

徐维晖［6］等通过水锤计算特征线法分析900MW压水堆一回路系统水力过渡过程，开发了FORTRAN 程序，研究并联泵启闭和切换工况下的水锤特性，并找出了各支路管道流量、压差等参数变化规律。研究表明止回阀的启闭瞬间均会产生一定压差波动，逐渐衰减为较小的波形振荡并衰弱。该波动过程导致水锤的强弱及压差突变大小取决于泵的开启方式。

左巧林［7］等针对压水堆一回路系统水锤特点建立物理模型，自主开发了WAHAP 水锤计算程序，该程序模拟4 台并联泵的启动和切换工况。研究结果表明，泵的启动与切换过程中有2 个不同阶段出现了多次阀瓣剧烈撞击阀座现象以及2种形式的压差振荡过程，最大压差约66 kPa。通过模拟泵体启动和切换引起的单相水锤过程，研究得到了各支路上瞬态流量和阀门开度随时间的变化关系。

张新华［8］等对岭澳核电凝给水系统由于切换过程导致的水锤现象进行了分析。由于凝给水泵出口正高压，进口负压，系统可切换止回阀迅速响应并发挥作用，但未设置泄压或真空破坏装置，所以引起流速快速变化并导致止回阀处产生水锤冲击现象。通过水锤模型分析，由于水锤波传播、反射过程均存在能量损耗，所以实际水锤压力值和传播频率均小于理论值。而发射波和反射波的相互叠加效应使得水锤波能量能够在短时间内迅速释放和衰减。

虽然某些工况下启闭阀门产生的水锤压力峰值并未超过设计安全值，但根据外部经验，长期服役的管道等设备老化会导致安全性能降低。因此，对于长期服役的核电反应堆和研究型反应堆，我们应格外关注水锤现象对系统造成的潜在威胁，有必要建立管道和止回阀老化管理体系。

2.2.2 管路系统失电停泵

为研究意外失电停泵工况下造成的水锤影响和系统管路敏感性特征，黄凯［9］等采用APT Im⁃pulse分别对管网布置高程差、供水泵转动惯量和隔离阀关闭时间等主要因素进行参数调整，研究供水系统管网压力波动和真空气穴情况。研究表明，管网分布方式呈驼峰状，管网高程差较大时易形成断流弥合水锤现象。泵出口阀关闭时间过短会造成严重闭阀水锤，过长则会导致系统响应不及时。因此优化管道布局和合理设置出口隔离阀启闭时间是削弱水锤现象不利影响的有效措施。

张庆元［10］等采用APT Impulse 分析某核电厂供水系统的三个典型工况（系统启动、单序列失电和系统异常切换），得到失电停泵后全管网段最高/最低压力分布、最高压力段压力随时间的变化关系以及失电工况下全管段的气穴分布情况。运行序列失电情况下局部区域形成负压，负压低至饱和压力下时，液态水汽化成气穴，可能形成一定范围的液柱分离现象。当备用序列启动形成回升压力时，气穴发生溃灭，释放出强大压力波，严重冲击阀门与管道等，引发剧烈振动。该方式能有效评估管网布局、设备选型及操作方式的合理性，分析管网薄弱区、水锤风险区以及影响因素，有针对性地采取消除水锤的措施。

胡志敏［11］等分析了失电工况下的单列系统停泵水锤现象，得出结论：由于止回阀落锤重力过大而出现止回时间短，引起较大的压力峰值，其值大小约为稳定值的2 倍，不利于系统稳定运行。

2.2.3 蒸汽管道水团冲击（汽锤）

与管路系统异常切换和管路系统失电停泵引起的水锤现象不同，蒸汽管道水团冲击（汽锤）发生在机组运行期间。

李跃［12］等对秦山核电常规岛蒸汽管道的水锤现象进行分析发现，热调试期间管道底部的凝结水在高速流蒸汽的驱动下形成水波，在水波与蒸汽流的耦合作用下，管道被坚硬的水实体封住，形成“蒸汽驱动水锤”，发出剧烈撞击声，直到打开疏水阀，排出积水，此现象才消除。

美国BYRON 核电站主蒸汽系统由于携带大量饱和水而发生严重水团冲击水锤事故，造成蒸汽管道支撑架断裂而不得不停役检修［13］。

这些足以解释蒸汽管道水团冲击现象及其巨大危害。蒸汽系统的另一种水锤方式是“蒸汽泡快速溃灭水锤”，这种方式不同于“蒸汽驱动水锤”。蒸汽泡被过冷凝结水包围，完成热量传递后由气态变为液态，原本气泡占据的空间形成低压区，被周围液体迅速填充，并冲击产生超压撞击管壁，其过程类似“汽蚀现象”。

国内外对蒸汽管道系统水团冲击造成的水锤研究报道相对较少，说明对此类型的水锤还不是特别重视，但却给核电厂的安全运行造成潜在威胁。周美五［14］提出一种专门针对蒸汽管道系统水锤形成过程以及高温蒸汽驱动下对管道冲击力计算评估方法，期望对分析蒸汽管道内的水团冲击（汽锤）现象提供参考。

2.3 水锤现象的干预措施

为提高核反应堆安全等级，对于大流量下的反应堆循环水系统，我们应尽可能采取削弱水锤的干预措施，将水锤冲击产生的超高压力控制在设计范围内。核反应堆设计初期，在满足核岛系统热交换和隔离需求的前提下，管道阀门关闭时间不宜过快，以减小管阀水锤载荷。降低水锤载荷方式包括延长阀门关闭时间和增设缓冲装置等［15］。增设缓冲装置可能会增加系统冗余度和提高失效概率，因此考虑调整阀门关闭时间。经现场经验反馈和仿真模拟确认，采用提高起始阶段的阀门关闭速度，降低完全关闭前的阀门关闭速度，即可减小压力波动振荡和压力峰值。

为减少蒸汽系统水锤影响，我们可采取优化管道布局和合理设置疏水站等方式。疏水站安装与蒸汽源应成一定斜度，安装在上升管道最低处，对于长输管道应间隔设置疏水站。若要设置输水管，则应设置在调节阀之前，以便于排出关闭时间长而累积的冷凝水。高温高压蒸汽与过冷的凝结水接触存在潜在的混爆，因此，本文建议在蒸汽投运之前全开疏水阀门，排净上游冷凝水，且确保蒸汽总管疏水干净。

3 结束语

任何影响反应堆正常安全运行的潜在威胁都可能酿成重大核安全事故。任何对核安全的不重视都是对人类生存发展的不负责。在享受核能资源带来重大成果的同时，我们更应关注反应堆运行中的点滴行为。本文总结了国内外水锤现象的研究现状及发展趋势，分析了形成机理及相关成因。本文的分析将有助于识别和分析水锤问题，及时采取应对措施和优化方案，保障反应堆系统安全运行。