210806382_核电厂事故工况下安全壳内气溶胶行为综合实验台架设计及调试

合集下载
  1. 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
  2. 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
  3. 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。

DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2022.29.13
核电厂事故工况下安全壳内气溶胶行为综合
实验台架设计及调试
龚培礼1*谷海峰2王辉1孙晓晖1涂扬庚3
(1.中国核电工程有限公司,北京100840;2.哈尔滨工程大学,黑龙江哈尔滨150001;
3.武汉中宇盛达科技有限公司,湖北武汉430074)
【摘要】反应堆严重事故后,安全壳内外产生压差,弥散在安全壳内的放射性气溶胶随着气流经过贯穿件等的微小缝隙进入外界环境。

在目前的事故源项分析中,仅假定安全壳内部的放射性气溶胶和惰性气体随安全壳缝隙内气流以规定的泄漏率向外释放,并未考虑在缝隙内的滞留。

安全壳缝隙对气溶胶的滞留作用研究有助于降低厂外放射性后果的不确定性,因此进行了实验台架的设计、安装,并实现稳态调试,以便后续开展安全壳缝隙对气溶胶泄漏的滞留实验研究。

【关键词】气溶胶;缝隙;滞留;台架设计;调试
1背景及研究现状
核电厂发生严重事故后,大量的放射性气溶胶释放到安全壳内,通过焊缝、贯穿件以及压力边界裂缝等微小缝隙泄漏至外界环境。

国外大量研究表明,微小通道对气溶胶有很强的滞留作用。

研究安全壳缝隙对气溶胶的滞留作用,优化源项计算分析,有助于缩小厂外应急区并简化应急响应动作,为实际消除大量放射性释放提供重要的技术支持。

目前国内关于放射性气溶胶的研究主要包括安全壳内气溶胶沉积机理[1]、浓度测量[2]、迁移机理[3]、去除[4]、扩散泳[5]等方面。

主要薄弱的地方有安全壳缝隙内气溶胶滞留研究和由于PCS系统引入的换热器表面扩散泳和热泳的对气溶胶输运的影响。

因此,有必要建立实验台架,通过实验和理论研究相结合的方式,开展严重事故源项分析技术优化研究,尤其是安全壳微小通道内气溶胶的滞留作用以及扩散泳热泳对气溶胶输运的影响,以降低源项计算分析中的保守性。

本文对事故工况下安全壳内气溶胶行为综合实验台架的设计进行了描述,并进行了稳态调试,实现了对热工水力环境及参数的精确控制,满足后续开展气溶胶泄漏的滞留实验研究及拓展实验的条件。

*通信作者:龚培礼,工程师,本科,中国核电工程有限公司,研究方向为核电系统设计、建造、调试、试验运行方面工作。

044
2综合实验台架设计
2.1气溶胶混合容器
气溶胶混合容器用于模拟真实的安全壳内热工环境,以实现严重事故后不同热工参数和源项参数的精确控制。

容器采用分段式圆柱体结构,分为上封头,直筒段和下封头三部分。

直筒段外侧采用双层夹套结构,内部设计导流翼。

功能接口包括压力温度测点孔、取样孔、热电偶贯穿孔等。

内部测温点及气溶胶取样点的分布需具有代表性,分别布置4层热电偶和取样点。

2.2气体供应系统
气体供应系统用于提供实验所需的蒸汽、空气及氦气,在容器内部形成稳定的热工水力环境。

蒸汽供应系统用于向容器内注入饱和蒸汽,满足高低功率实验工况的需求。

涡街流量计用于测量蒸汽流量。

流量计前使用截止阀,防止冲击破坏;流量计后使用调节阀来调节流量。

空气供应系统用于向容器内注入空气。

空压机排气压力1.0Mpa,冷干机处理量14Nm3/min,露点温度2~10℃。

管道加热器用以防止空气和蒸汽混合时造成蒸汽冷凝。

氦气供应系统由多个氦气瓶串联接入汇流排中,出口安装减压阀与流量计,实现氦气压力及流量稳定。

2.3气溶胶输运回路
气溶胶发生器是产生一定量的气溶胶颗粒,并将已有微米或纳米颗粒进行定量供给和离散,以一定的速率注入容器内部以保证气溶胶配送回路稳定的气溶胶源。

气溶胶发生器所需气源要求满足压力稳定、含水量小、不存在其他颗粒杂质。

输运回路首先需保证气源压力恒定,气体经过三级过滤器和分子筛干燥管,满足湿度和洁净度的要求,经计量流量后注入气溶胶发生器中,作为载气使气溶胶的粉末配送进入容器中。

配送管线进入容器后向下弯曲,与下封头处竖直向上的高温高压混合气体入口相对,实现容器内气溶胶的均匀混合。

2.4壁温控制系统
壁温控制系统一方面是维持容器内部气空间温度、压力的稳定性,即满足保温需求,另一方面是维持后续壁面热泳、扩散泳实验中恒定的壁温控制,即满足冷却需求。

夹套层采用导流翼形成螺旋形流道使导热油保持相同的流速。

导热油在电加热器、管路、夹套形成的密闭回路循环流动,补偿容器外表面散热量或冷却,保证容器内热工参数的稳定性。

已知导热油密度、黏度、导热系
型,应用fluent软件对三维流场和温
度场进行计算分析。

假定容器内压力
1MPa,蒸汽质量份额70%,基于导热
定律和容器外表面的自然对流换热
关系式,保守估计容器外表面的散热
量,反向验证容器内壁面上的温度分
布,物理模型如图1所示,容器内壁
面上的温度分布如图2所示。

温度保
持在438k~438.15k之间,具有很好的
保温效果,且分布均匀,说明导流翼
可以很好地改善夹套内的流动特性,图1导热油夹套结构图图2容器温度云图
045
实现较大的过冷度。

3稳态调试
为了保证整套实验装置能够良好运行,同时满足试验工况要求与功能的实现,对实验台架进行稳态调试,
即系统联调。

调试开始前进行的准备工作包括建立调试组织机构、检查安装竣工验收文件、发布调试大纲及程序、工机具准备、设备阀门仪表状态检查及仪表通道检查、电气系统检查及送电、管路状态检查、气体供应系统功能检查,现场安全状态检查、安全及技术交底等。

3.1调试工况
依据调试大纲和调试程序,稳态调试包括如下8个工况如表1所示。

表1
调试验收工况
3.2调试步骤
以工况1为例,调试步骤主要分为准备工作、气体置换、升压、稳态4个阶段:
(1)准备工作阶段:锅炉升压至约0.3MPaG 、蒸汽管路及分气缸暖管、空压机冷干机启动、导热油预热(设定温度129℃,流量30t/h )、壁温控制系统开启、检查各阀门仪表、控制系统、数采系统状态。

从锅炉到实验台架有较长的一段管路,会出现压降,因此锅炉的实际供汽压力稍高于工况1参数要求。

根据调试中实际的锅炉以及分气缸处压力表显示数值,设定锅炉供汽压力约为0.3MpaG ,到达试验台架处蒸汽压力稳定在0.2MpaG 。

因饱和蒸汽在管道中会出现冷凝现象,在正式向实验台架供汽前需进行暖管,排掉管道及分气缸中的冷凝水,以免出现水锤现象,强烈的冲击破坏管道、仪表、设备,出现安全事故。

开启空压机及冷干机,气体储存在储气罐以保证气源压力恒定。

调试工况1开始前需将导热油预先加热到设定温度,温度设定稍高于125.7℃,以补偿容器外表面散热量,维持壁面温度及容器内部热工参数恒定。

调节循环泵的频率,使导热油流量稳定在工况1所需30t/h 。

并按照调试大纲和调试程序,检查阀门仪表以及控制系统、数采系统控制状态正常。

工况验收工况参数
验收标准10.2MPaG ,125.7℃,70%水蒸气含量,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,30t/h 的导热
油量;壁面温度低于容器内气体温度2℃
稳定运行30min
20.4MPaG ,143.15℃,70%水蒸气,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,100t/h 的导热油
量;壁面温度低于容器内气体温度9℃
稳定运行30min
30.2MPaG ,125.7℃,70%水蒸气含量,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,30t/h 的导热
油量。

壁面温度高于容器内气体温度2℃
稳定运行30min
40.4MPaG ,143.15℃,70%水蒸气,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,100t/h 的导热油
量。

壁面温度高于容器内气体温度约1~2℃
稳定运行30min
50.8MPaG ,165.6℃,70%水蒸气,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,100t/h 的导热油
量;壁面温度低于容器内气体温度3℃
稳定运行30min
60.2MPaG ,122℃,60%水蒸气,10%氦气,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,100t/h 的
导热油量;壁面温度低于容器内气体温度3℃
稳定运行30min
70.4MPaG ,139.2℃,60%水蒸气,10%氦气,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,100t/h
的导热油量;壁面温度低于容器内气体温度3℃
稳定运行30min
8
0.8MPaG ,161.15℃,60%水蒸气,10%氦气,30%空气(wt%);夹套上导热油进出口温度差<1℃,100t/h
的导热油量;壁面温度低于容器内气体温度3℃
稳定运行30min
046
(2)气体置换阶段:打开气溶胶混合容器的排气阀,并向容器内通入大流量蒸汽,供汽时间约10min ,认为气溶胶混合容器内部的空气已经排放完毕。

在正式升压之前,应排净气溶胶混合容器内的空气,通过通入蒸汽进行置换。

以便在后面的操作步骤中按照工况1规定的70%水蒸气含量,30%空气(wt%)补充蒸汽和空气。

(3)升压阶段:关闭气溶胶混合容器的排气阀,以70kg/h 流量向容器内通入饱和蒸汽,开始升压,直至气溶胶混合容器内部压力升至0.2MpaG ,停止供汽。

因蒸汽和压缩空气供应的过程存在波动,无法时刻精准控制饱和蒸汽和压缩空气按照70kg/h 以及30kg/h 流量进入容器中。

因此考虑先通蒸汽至容器内压力达到0.2MpaG ,停止蒸汽供应,此时容器内仅有饱和蒸汽,可参照饱和蒸汽温度压力对照表,容器内部实际温度高于125.7℃,待压力降低后再缓慢补充压缩空气。

(4)稳态阶段:因为蒸汽冷凝、容器散热、壁温控制系统带走的热量,容器内部压力降低。

每次等到容器内压力降至约0.19MpaG 时,用约20kg/h 的小流量向容器内缓慢补充压缩空气,到0.2MpaG 时停止。

经多次缓慢补气后,直至压力稳定在0.2MpaG 左右,内部温度在125.7℃左右。

维持气溶胶混合容器内部压力温度稳定30min 。

认为容器内部饱和蒸汽及空气质量份额为7∶3,并实现了工况1的稳态。

由于蒸汽冷凝以及容器外表面散热等,容器内压力持续降低,停止供应蒸汽后,以小流量缓慢向容器内补充压缩空气。

最终直至容器内部气空间压力温度稳定在0.2MPaG ,125.7℃左右的理论计算数值,可以认为容器内含有质量分数70%水蒸气、30%空气,且在容器内部形成了稳定的热工水力环境,实验台架能够满足调试及实验需求。

3.3调试数据及分析
工况1调试数据如表2所示。

表2工况1调试数据
根据调试数据得到容器内部压力及温度曲线如图3及图4所示。

根据调试数据及压力温度曲线,气溶胶混合容器内部压力及温度可以稳定在0.2MpaG ,125.7℃左右,压力波动范围≤0.01Mpa ,温度波动范围≤0.3℃,导热油进出口温差≤0.3℃,壁面温度与容器内部温差范围2.2~2.5℃,持续时间30min 以上。

结果显示满足工况1的参数要求,在容器内实现了稳定的热工水力环
时间
(min )容器内部压
力(Mpa )导热油进口
温度(℃)导热油出口
温度(℃)A 层温度
(℃)C 层温度
(℃)壁面温度(℃)凝夜盘C1
温度(℃)D 层温度
(℃)00.2122.5122.4125.7125.8123.6125.9125.95
0.2
122.1122
125.7125.9123.4126
125.7100.19121.6121.6125.6125.6123.4125.9125.6150.19121.4121.3125.5125.5123.2125.9125.5200.2121.8121.5125.7125.6123.5125.7125.6250.2121.8121.7125.9126123.6126.1126.5300.2121.8121.7125.8126
123.5126125.8350.2121.6121.6125.7125.9123.5126.1125.8400.2121.5121.5125.8125.8123.4125.8125.4450.19121.5121.4125.5125.6123.4125.9125.6500.19121.5121.4125.4125.6123.2125.8125.8550.19121.9121.7125.6125.7123.3125.6125.6600.2122.3
122125.8
125.8
123.4
126.1125.8
047
境及参数的精确控制。

图3气溶胶混合容器内部压力曲线图4气溶胶混合容器内部温度曲线
3.4多种混合气体工况
对于需要氦气的多种混合气体工况,比如工况6中60%水蒸气、10%氦气、30%空气质量份额,根据水蒸气、氦气、空气的质量份额以及容器总体积,计算得到V He 约为1m 3。

计算过程如下:
可设V He ·ρHe =1a ;V H2O ·ρH2O =6a ;V 空气·ρ空气=3a 。

则V He =1a/0.1786=5.6a ;V H2O =6a/0.6=10a ;V 空气=3a/1.29=2.33a 。

容器总体积3.21m 3,则V He =3.21×5.6/17.93=1m 3;V H2O =3.21×10/17.93=1.79m 3;V 空气=3.21×2.33/17.93=0.42m 3。

因氦气质量流量计量程为0~5L/min ,氦气出口压力1MpaG ,混合容器内部压力约为0.2MpaG ,由P 1V 1=P 2V 2,可大致估算出容器内部氦气最大进气流量约为25L/min ,进气时间t=1000/25,即40min 。

4结语
基于气溶胶行为综合实验台架稳态调试,结果表明:(1)可以实现实验工况所需热工水力环境及参数的精
确控制,满足开展安全壳缝隙对气溶胶泄漏的滞留实验研究的条件;(2)实验台架后续可拓展开展单管冷凝扩散泳等实验,继续开展核电厂事故工况下安全壳内气溶胶行为研究。

【参考文献】
[1]孙雪霆,陈林林,魏严淞.非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析[J].原子能科学技术,2016,50(12):2219-2223.[2]肖增光,孙雪霆,陈林林.安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计[J].核安全,2017,16(1):82-85.[3]陈海英,严谨,赵传奇.压水堆严重事故下裂变产物迁移与释放研究[J].核电子学与探测技术,2017,37(12):1193-1198.[4]魏严淞,田林涛,谷海峰.气溶胶的喷淋去除特性实验研究[J].节能技术,2020,38(221):217-219.
[5]孙雪霆,陈林林,史晓磊.严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究[J].2017,51(1):73-78.
048。

相关文档
最新文档