大亞灣核電站氫冷器冷卻水流量分析及改進

曾　暢，趙　禹，段永強，于德勇

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術國家重點實驗室，四川　成都　610041）

大亞灣核電站氫冷器冷卻水流量分析及改進

曾暢，趙禹，段永強，于德勇

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術國家重點實驗室，四川成都610041）

大亞灣核電站發電機4臺氫冷卻器在啟機階段及滿功率期間冷卻水流量分配不均，導致氫冷器氫溫差偏大，影響機組穩定運行。文章采用CFX及Flowmaster對氫冷器冷卻水系統及阻力影響因素進行了分析，提出了改進處理方案。結果表明，仿真模型能較好地模擬系統的實際運行工況，提出的處理方案有效地解決了氫冷器冷卻水分配不均的問題。

氫冷器；冷卻水系統；大亞灣核電站

發電機氫氣冷卻系統（GRH）的功能是利用常規島閉路冷卻水系統的水冷卻發電機內循環的氫氣，以及勵磁機內循環的空氣來冷卻。大亞灣核電站發電機4臺氫冷卻器在啟機階段及滿功率期間冷卻水流量分配不均，導致氫冷器冷氫溫差偏大，影響機組穩定運行。

文章對系統管路中影響流量分配的部件進行了CFD分析，利用流體仿真軟件Flowmaster對氫冷器冷卻水系統進行了仿真計算，并根據仿真結果提出了解決方案。

1　系統簡介

發電機內氫氣冷卻依賴裝在發電機兩端的4臺容量各為25%的冷卻器完成，冷卻器為管式熱交換器。常規島閉路冷卻水系統提供冷卻水，由GRH021VD調節設冷水總流量以便控制氫氣出口的溫度。常規島閉路冷卻水經入口母管分配到4條支路，每條支路上1臺氫冷器，氫冷器的熱側為氫氣，冷側為冷卻水，冷卻水帶走氫冷器的熱量后匯總至出口母管，最后回流至常規島閉路冷卻水系統，發電機氫氣冷卻系統如圖1所示。

根據核電廠運行數據，機組正常運行期間，氫冷器GRH401RF出口的氫氣溫度比其余3臺氫冷器GRH101RF～GRH301RF出口的氫氣溫度高3～5 ℃。初步判斷GRH401RF所在的支路阻力偏大引起流量偏低。可能導致流量分配不均的影響因素有支管長度、母管結構以及管道上設備阻力偏差等。

圖1　GRH系統流程示意圖Fig.1　Sketch of GRH system flow

2　控制方程

發電機氫氣冷卻系統為不可壓縮流體系統，在不考慮系統與環境傳熱的情況下，針對管路上單個設備建立的三維仿真計算模型，其流動狀態滿足連續性方程和動量守恒方程［1］。

（1）連續性方程：

（2）動量守恒方程：

式中：ρ為流體密度，kg/m3；u為速度，m/s；p為平均壓力，Pa；t為時間，s；x為空間坐標；μ為動力黏度，Pa· s；S為源項；i、j為坐標軸方向分量。

采用標準k-ε湍流模型，引入關于湍動能（k）和湍動耗散率（ε）的通用輸運方程，與方程（1）和方程（2）構成封閉方程組，其控制方程形式見參考文獻［2］。

3　問題分析

采用超聲波流量計對各支管流量進行了測量，并使用Flowmaster軟件，建立了氫冷卻器冷卻水系統管網仿真模型。計算結果表明，GRH401RF所在支管實測流量最低，與該氫冷卻出口氫氣溫度偏高的現象相對應。

為比較各支管的阻力系數，采用流體力學經典公式計算。計算結果表明，4根支管的阻力系數基本一致，GRH401RF的出口流量計算值與實測值相差較大，達到22.4%。分析認為，其主要原因是仿真模型中對母管的模擬采用4個三通串聯進行近似計算，但母管尺寸較大，支管間隔太短（母管直徑355.6 mm，支管直徑219.1 mm，支管間距500 mm，入口離支管700 mm），所以導致計算結果存在較大的不確定度。

為獲取母管的流量分配特性，使用CFX軟件建立入口母管三維仿真模型。入口邊界采用平均速度入口條件；出口邊界認為水流已充分發展，給定靜壓，并假設各支管出口靜壓相同；壁面邊界采用無滑移條件和標準壁面參數，采用標準k-ε不可壓縮模型，不考慮壁面與環境的傳熱，計算邊界條件如表1所示。

表1　母管邊界條件Table 1　Boundary condition of inlet main pipe

計算得到母管流速及靜壓分布圖如圖2、圖3所示。在假定各支管出口靜壓一致的情況下，各支管的流動狀態存在著較大的區別。由于母管入口端離各支管較近，母管中水流在母管中未得到充分發展就進入各支管，造成各支管流動不穩定，離入口越近，流動越不穩定。離入口較遠的支管3、支管4入口處靜壓較高，流速偏高，且支管流動較穩定；離入口較近的支管1、支管2入口處靜壓較低，且流動不穩定，特別是支管1，由于離母管入口端過近，入口處部分流量對支管1進行了直接沖擊，造成支管1內流動呈現螺旋上升。分析認為，母管入口處離各支管過近造成流動不穩定，從而引起了支管流量的不均勻。

圖2　入口母管流速分布圖Fig.2　Velocity distribution map of inlet pipe

圖3　入口母管靜壓分布圖Fig.3　Static pressure distribution map of inlet pipe

4　系統改進措施

4.1模型修正

由于入口母管結構較為復雜，通過CFD方法無法得到管網仿真模型所需的輸入參數，根據以上分析結果，考慮對模型進行適當修正，使用實測流量186.845 m3/h作為計算輸入，并適當增加GRH401RF所在管路的阻力件，使支管計算值趨近實測值。

根據業主的要求，GRH101RF、GRH201RF、GRH301RF增加115.3 mm的孔板，使用Flowmaster自帶孔板模型，結合修正后的仿真模型，利用Flowmaster流量配平計算模塊進行流量配平計算，GRH401RF所在支管上增加的孔板孔徑初步確定為122 mm。

4.2孔板校驗

采用CFX對孔板進行仿真分析，孔板模型按孔板前5倍管道內徑，下游10倍管道內徑進行建模，以保證孔板下游流體壓力能得以恢復。模擬采用的邊界條件設置如表2所示。

計算得到額定工況下孔板速度流線圖及孔板附近壓力、速度分布曲線如圖4、圖5所示。仿真分析得到的結果如表3所示。

從表3可以看出，采用Flowmaster計算出來的孔板壓降最小，因此，采用Flowmaster計算的孔板孔徑將最保守，保證了后續優化調整的適當裕量。綜合以上分析，確定在GRH401RF所在管路上增加孔徑為122 mm的孔板。

表2　孔板邊界條件Table 2　Boundary condition of orifice

圖4　孔板速度分布圖Fig.4　Velocity distribution map of orifice

圖5　孔板壓降（軸向）分布曲線Fig.5　Pressure reduction distribtution map（axial）

表3　孔板計算壓降對比Table 3　Comparison of calculated pressure reduction of orifice

4.3改進效果

機組大修期間，在GRH101RF～GRH301RF出口管路上安裝孔徑為1 1 5.3 m m孔板，GRH401RF出口管路安裝孔徑為122 mm的孔板后，實測結果表明，建立的仿真模型能較好地對系統管路進行模擬仿真，計算流量與實測流量誤差較小，改進措施有效地解決了冷卻水分配不均的問題。

5　結束語

通過對大亞灣發電機氫氣冷卻系統流量分配不均的問題進行計算分析，得到結論如下：

1）管路流量的不均勻主要因母管入口端離各支管較近，水流在母管中未得到充分發展，造成各支管流動不穩定，離入口距離越近，支管流動越不穩定。

2）建立的仿真模型能較好地對系統管路進行模擬仿真，通過在各支路安裝合適孔徑的孔板，實現了各支路流量的平衡。

［1］ 孔繁余，張洪利，高翠蘭，等. 基于流場數值模擬的磁力驅動冷凝泵入口流動分析［J］. 核動力工程，2010，31（2）：37-41.（KONG Fan-yu， ZHANG Hong-li， GAO Cui-lan， et. al. Inlet Flow Analysis for the Magnetic Driven Condenser Pump Based on Flow Field Numerical Simulation［J］. Nuclear Power Engineering， 2010， 31（2）：37-41.）

［2］ 何寧，趙振興. 某水電站2號孔板泄洪洞水流三維數值模擬［J］. 水電站設計，2010，26（3）：36-38.（HE Ning， ZHAO Zhen-xing. 3D Nmerical Smulation of Water Flow at the Flood Release Orifice of 2# Orifice Plate of Certain Hydropower Plant ［J］. Design of Hydropower Plant， 2010， 26（3）：36-38.）

Analysis and Improvement of Cooling Water System for Hydrogen Cooler of Daya Bay NPP

ZENG Chang，ZHAO Yu，DUAN Yong-qiang，YU De-yong
（National Key Laboratory for Reactor System Design Techniques，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

Cooling water unbalanced distribution in the four hydrogen coolers of the electric generator of Daya Bay NPP results in big hydrogen temperature difference，so that the steady operation of NPP is influenced. CFX and flowmaster are adopted to analyze the hydrogen cooler cooling water system and resistance force influence factor， then an improved project has been proposed. As the analysis results show，the simulation model could precisely simulate the practical system operation condition，the improved project could effectively solve the problem of cooling water unbalanced distribution in hydrogen coolers.

hydrogen cooler； cooling water system； Daya Bay NPP

TM623Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）02-0117-04

TM623

A

1674-1617（2015）02-0117-04

2015-01-02

曾 暢（1985—），男，工程師，碩士，從事核動力裝置及系統設計工作。