壓水堆核電廠穩壓器波動管熱分層現象國內外研究概述

陶舒暢 葉竹 秦婧 蘇桐

摘 要

在壓水堆核電廠，波動管中由于溫差會出現熱分層現象。熱分層會對波動管產生不利影響，例如疲勞等，特別是對焊縫的安全構成嚴重威脅。對于熱分層問題，國內外開展了廣泛的研究，研究方法通常可分成數值方法和試驗方法。國外起步較早，取得了很多重要成果;國內起步較晚，但國家核安全局對該問題已經非常重視，推動了國內熱分層問題的研究，相關研究正在逐步開展，取得了一系列進展。本文論述了波動管熱分層產生機理，總結了國內外該領域的研究進展。

關鍵詞

壓水堆核電廠;波動管;熱分層;研究概述

中圖分類號： TL334? ? ? ?文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.19.005

0 前言

在壓水堆核電廠中，反應堆冷卻劑系統（RCS）通常有多個環路，其中一條環路通過波動管與穩壓器相連，從而維持RCS系統壓力穩定。波動管是穩壓器與RCS系統連接的關鍵設備，是一回路壓力邊界的重要組成之一，屬于核安全一級設備，波動管的安全關系著整個一回路系統的安全。穩壓器與主管道通常存在溫差，熱分層會引起管壁溫差，溫差的出現進而引起波動管截面產生彎曲及局部熱應力。核電廠在運行過程中，冷卻劑流量不可能完全穩定，會存在一定范圍的波動，因此波動管中的熱分層也并不是固定不變，可能發生位置的偏移或交替的消失再出現等，從而造成波動管中頻繁承受冷熱應力沖擊，故熱分層對波動管的安全性構成嚴重威脅。

本文簡單介紹了波動管熱分層的基本原理，總結了與波動管熱分層相關的政策，最后對波動管熱分層國內外相關研究進展進行總結。

1 熱分層產生機理及相關政策

1.1 熱分層產生機理

反應堆冷卻劑系統將堆芯裂變放出的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路工質以產生蒸汽。現代商用壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路。每一條環路由一臺蒸汽發生器、一臺反應堆冷卻劑泵及相應的管道組成，在其中一條環路的熱管段上，通過波動管與一臺穩壓器相連。穩壓器的基本功能是建立并維持反應堆冷卻劑系統的壓力，避免冷卻劑在反應堆內發生容積沸騰。在電廠穩態運行時，穩壓器將反應堆冷卻劑系統壓力維持在恒定壓力下;在反應堆冷卻劑系統瞬態運行時，將壓力變化限定在允許值以內;在事故時，防止反應堆冷卻劑系統超壓，維護反應堆冷卻劑系統的完整性。此外，穩壓器作為反應堆冷卻劑系統的緩沖容器，吸收反應堆冷卻劑系統水容積的迅速變化。

穩壓器波動管一端接反應堆冷卻劑系統一條環路的熱段，另一端接穩壓器下封頭，在高溫、高壓和強放射性條件下輸送反應堆冷卻劑，并與其他設備和管道一起構成壓力邊界，是反應堆冷卻劑系統中最重要的管道之一。波動管共有5條焊縫，分別為A、B、C、D、E，圖2所示為三環路壓水堆核電廠的穩壓器波動管。該波動管布置采用從一條環路主管道熱段引出，波動管接管嘴與水平面存在17′的夾角，波動管以17′的坡度連續向上傾斜，最后豎直向上與穩壓器底部相接。波動管焊縫A到焊縫E之間的近似水平的管段被稱為“準水平（quasi horizontal）段”，熱分層現象就在這段管段中出現。熱分層示意圖如下圖3所示。

波動管內冷卻劑溫度分層引起管壁溫度差，在波動管截面產生總體彎曲熱應力和局部熱應力，并產生波動管非預期大的位移和支撐載荷。核電廠在運行過程中，冷卻劑流量不可能完全穩定，會存在一定范圍的波動，因此波動管中的熱分層也并不是固定不變，可能發生位置的偏移或交替的消失再出現等，從而造成波動管中頻繁承受冷熱應力沖擊，故熱分層對波動管的安全性構成嚴重威脅。

1.2 熱分層相關政策

1979年，NRC發布了79-13公告。在這個公告中敘述了電廠在無負荷或低功率運行模式下，蒸汽發生器給水管中出現緩慢流動，存在熱分層流型。這種流型的兩種不同溫度層之間缺少充分混合，在水平（或準水平）管道的橫截面上產生不均勻的溫度分布。這種溫度分布的重復出現增加了蒸汽發生器給水管或接管嘴處出現疲勞失效（貫穿管壁裂紋）的可能性。

1988年6月22日，NRC發表了題為“反應堆冷卻劑系統相連管道的熱應力”的88-08公告。該公告描述了1987年由西屋公司設計的Alabama電力公司擁有的壓水堆Farlay 2號機組在安全殼內出現了比平時高的濕度和放射劑量。最后查明是由于ECCS（應急堆芯冷卻系統）管系中冷水通過球閥泄漏引起熱分層，由此引起熱疲勞并出現了環向穿壁裂紋，冷卻劑通過環向穿壁裂紋泄漏到安全殼內，從而使安全殼內的濕度和放射性比平時高。公告要求所有核電廠評估與反應堆冷卻劑系統相連接的非隔離管道溫度承載情況，確保這些管道不會受到不可接受的熱應力

1982年，美國Trojan核電廠開始監測穩壓器波動管的運動特性，在換料期間發現波動管出現意外的運動位移，波動管甩擊限制器兩個間隙閉合，然后根據不同的假設條件所做出的分析結果反復調整墊塊和間隙的尺寸，問題仍然得不到妥善解決。直到1987年，各種分析證實在原始設計中沒有考慮的熱分層現象是導致波動管意外運動的根源。此問題引起了NRC的高度重視。1988年10月7日，NRC發布了88-80信息通告，公布了Trojan核電廠由于熱分層引起的波動管意外運動的研究過程。1988年12月20日，NRC發布88-11公告“穩壓器波動管熱分層”，這份報告要求業主考慮在熱分層的影響下，按照美國最新ASME規范，重新對穩壓器波動管的完整性進行評定。公告的發表促使了穩壓器波動管熱分層研究的廣泛開展。

波動管熱分層現象成為國際核能界重點研究的熱門課題，并引起了我國核安全當局的高度重視，在嶺澳二期核電工程的初步安全分析報告中，提出了非常關注的問題，并要求在壓力邊界的評定中，充分考慮波動管熱分層現象的影響。

2 國內外相關研究概述

2.1 國外研究概述[1-3]

國外對波動管熱分層現象的研究起步較早，關注度也較高。早在1989年，V.N.Shah和D.A.Conley（美國愛達荷國家實驗室）就提出對壓水堆核電廠穩壓器波動管和噴淋管線由熱分層引起的疲勞損傷進行研究。對波動管熱分層現象研究比較深入的國家是美國和法國，最近幾年韓國和日本也做了相應的研究;研究方法主要有兩種：數值方法和試驗方法。

2.1.1 數值方法

對核電廠系統中穩壓器波動管熱分層現象進行數值方法研究是近年來國際上反應堆熱工分析的研究熱點。應用CFD方法分析波動管熱分層現象，研究對象多針對波動管內部流體而忽略管壁，通過數值計算，得到波動管內部流體的分層流動形式和溫度分布。在這方面，國外很多學者取得了大量有意義的研究成果。V.K.DHIR（美國，1988）等人以水平管道為研究對象，給出了預測水平管熱分層流場的一維模型，發現在水平管道中，考慮冷熱流體之間的熱交換得到的熱分層現象比不考慮熱交換時減弱18%;法瑪通公司（法國，1993）在EXPRESS試驗研究的基礎上利用自己開發的TRIO程序模擬了二維波動管熱分層流場，該程序利用有限元方法求解控制方程，湍流模型采用k-ε模型，模擬結果與試驗結果符合良好;F.C.CHANG（美國，1998）在自己開發的COMMIX程序中研究了雷諾應力模型（RSM）在熱分層流場計算中的應用，認為在穩態情況下RSM模型比k-ε模型更適用于熱分層流場的計算，但在瞬態情況下RSM模型在該研究領域的應用還需要做進一步的研究;Ahn Jang Sun（美國，2007）采用低雷諾數k-ε模型用數值方法模擬了二維坐標系下的穩壓器波動管在反應堆啟動時的熱分層流場;Peniguel Christophe（美國，2012）采用k-ε模型數值模擬了三維坐標系下的穩壓器波動管熱分層流場，這是國際上首次對對穩壓器波動管熱分層全模型實現數值模擬;Hirofumi Hattori等人（日本，2014）用DNS（直接數值模擬）方法計算了定常和非定常的熱邊界層流場。DNS的最大好處是無需對湍流流動做任何簡化或近似，理論上可以得到相對準確的計算結果。這在熱分層流場數值計算方法上是一個突破，為波動管熱分層的數值方法研究提供了一個新的途徑。Ildik′o Boros，Attila Asz′odi（匈牙利，2018）針對VVER-440機組，利用CFX軟件計算了穩壓器波動管和高壓安注管的熱分層流場，VVER- 440機組的波動管為兩條對稱布置的管道組成，在計算中，作者假設管內流體流動方式為層流，溫差為100℃，波動流速為0.03m/s。計算結果顯示兩條對稱布置的管道中的熱分層現象并不對稱。

總體來說，對熱分層流動的數值模擬所采用的湍流模型還是比較單一，一般是k-ε模型，而k-ε模型計算熱浮力項是采用傳統的模化方法，其結果不是非常精確。因此，對三維坐標系中波動管的熱分層流場采用何種湍流模型更加有效，特別是切應力輸運模型（SST）和雷諾應力模型（RSM）在該領域的應用還有很廣的探討空間。

2.1.2 試驗方法

除了數值方法以外，試驗測定和經驗研究也是國外穩壓器波動管熱分層現象研究的主要方法。Paul Hirschberg，Arthur F.Deardorff（西班牙），John Carey（英國）給出了多座核電廠的運行數據，提供了核電廠中與反應堆冷卻劑系統相聯的管道由于發生泄漏或破裂而產生熱疲勞損傷的經驗 。

美國西屋公司在各電廠業主的支持下，對美國國內大量壓水堆核電廠穩壓器波動管實施瞬態溫度監測，獲得了這些電廠在正常工況以及升/降溫過程中，在考慮熱分層情形下的穩壓器波動管瞬態，建立了升/降溫過程的瞬態數據庫，此外，還開發了熱分層分析方法，并按照NRC 88-11公報的要求對核電廠穩壓器波動管的完整性重新進行了評定。

法國FRAMETOME和EDF公司自1981年開始對穩壓器波動管熱分層現象進行了大量的研究工作。在大量的實驗和理論分析的基礎上，針對CPY機組核電廠形成了一套系統的熱分層分析方法。另外，在N4、EPR等電廠的設計過程中，進行大量的試驗和分析，對波動管進行改進設計，減小或消除熱分層現象對波動管的疲勞破壞。

FRAMATOME、EDF和CEA聯合進行了EXPRESS試驗，通過布置在試驗裝置管壁上的熱電偶測量波動管的瞬態溫度分布。試驗結果指出，流體的溫度分布主要與無量綱數Froude數相關。Froude數定義為：

式中Ti表示主管道流體溫度，Tp表示穩壓器底部流體溫度，T表示某一截面位置的流體溫度。Fr-τ數據庫如表1所示，表中下標“-”表示截面下部，下標“+”表示截面上部。該數據庫用于確定熱分層在瞬態工況下是否消除，并用于確定部分熱分層。當τ=1時，說明波動管內流體充分攪混或者混合，熱分層現象消失，當τ<1時，說明當時的瞬態運行工況產生的波動管流動不充分，不足以使熱分層完全消失。但是截面下部的溫度狀態也會受到波動流量的影響，其影響程度取決于τ值的大小。以焊縫E為例，由表1可以看到，隨著Fr的逐漸增大，焊縫E上部截面的混合函數值始終等于1，而下部截面的混合函數τ<1且隨著Fr而變化，焊縫E處存在熱分層現象;當Fr=0.13時，焊縫E處下部截面τ=1，由此可以判定，此時焊縫E下部截面的溫度等于來自穩壓器的高溫流體溫度，熱分層現象消失。

上述試驗還表明，當波動管內流量由主管道流向穩壓器時，熱分層現象消失，波動管內流體溫度等于主管道流體溫度，截面上部承受冷沖擊，沖擊幅度為穩壓器和主管道的溫差。

在上述試驗結果的基礎上，FROMATOME公司形成了一種分析CPY機組波動管熱分層熱工水力狀態的一般方法，但僅適用于CPY機組。

2.2 國內研究概述[4-6]

我國對波動管熱分層現象研究起步較晚。近年來，國家核安全局對該問題也非常重視。因此，國內對波動管熱分層現象的研究正在逐步展開，而且也取得了一定的成果。

上海交通大學的周美伍和徐濟鋆于2001年描述了核電廠穩壓器波動管熱分層現象以及發生的原因;清華大學陳麗星對壓水堆穩壓器波動管熱分層現象作了比較多的研究，提出了適合熱分層數值計算的方程RSM模型，并于2003對壓水堆穩壓器波動管熱分層現象做了計算，由于缺乏工程背景，作者對波動管幾何模型做了不切實際的近似（用矩形管代替圓管），所得的計算結果價值不大，但是該文提出的湍流模型和計算方法值得后續研究者借鑒;2006年，中國核動力研究設計院的張毅雄等人從理論上分析了穩壓器波動管熱分層發生的條件，以百萬千瓦級三環路壓水堆核電廠啟堆為例，建立了熱分層瞬態，研究了熱分層應力計算方法。除此之外，席時桐等人對熱分層數值模擬的算法做了比較多的研究，提出了很多可行的計算方法。

近年來國內也開展了試驗方法的研究。中國核動力研究設計院空泡物理和自然循環重點實驗室于2003年對秦山二期2號堆穩壓器波動管外壁瞬態溫度和壓力容器安注管外壁瞬態溫度進行測量，得到溫度測試數據，這是國內首次針對熱分層現象對核電廠實施溫度測量。測試數據表明在運行過程中波動管與壓力容器安注管均存在明顯的熱分層現象，但測試過程中沒有記錄波動流量和穩壓器及主管道內冷卻劑的溫度，無法得到波動管出現熱分層現象的規律。圖4所示為升溫過程波動管某截面的溫度分布情況。

2007年，中國核動力研究設計院和西安交通大學動力工程多相流國家重點實驗室聯合進行了一項研究主管道波動接管嘴傳熱特性的試驗。該試驗根據相似理論，采用1：9的比例模型，分別在低溫低壓和高溫高壓條件下研究了不同運行工況下近壁流體溫度分布以及流體和壁面的傳熱性能。試驗結果表明，支流和主流的流速比是影響結構流體溫度分布和傳熱的決定性因素。

2011年，中國核動力研究設計院賴建永通過研究，發現了熱分層現象出現的主要原因，建立了焊縫處熱分層現象的消失與Fr的關系，為改善熱分層現象對波動管的影響提出了可行的建議;2019年，中國核動力研究設計院唐鵬等以概率論為基礎，利用ANSYS 程序中的可靠性模塊對波動管模型進行隨機抽樣分析，求出在一定置信度下的可靠度曲線，并對輸出隨機變量的靈敏度和抽樣過程進行了分析，求得對結果影響最大的因素。結果表明，計算模型可以有效地反映波動管熱分層的實際情況，為波動管結構可靠性分析提供參考。

綜上所述，數十年來國內外諸多學者通過理論研究、實地測量、數值模擬和試驗研究等不同的方法對波動管熱分層現象進行分析，對其產生的原因以及對波動管結構完整性的影響有了一定程度的認識。在對波動管熱分層現象進行數值分析的研究中，國內外學者在湍流模型的選擇上做了大量的工作，但尚未給出統一的結論，k-ε模型，k-ω模型，RSM模型等常見的湍流模型均有應用實例。此外，在改善波動管熱分層現象的方法上，國際上尚缺少深入的研究，還需要繼續進行研究。

3 結論

本文先分析了波動管熱分層產生機理，隨后對波動管熱分層在核電領域的政策沿革進行了總結，最后闡述了國內外波動管熱分層研究情況概述，并論述了目前國內外在該領域的研究所存在的問題。本文對了解穩壓器波動管熱分層問題機理、選擇研究方向具有參考意義。

參考文獻

[1]Wilhelm Kleinder，Hans-Jürgen Golembiewski.Monitoring for Fatigue Examples for Unexpected Component LoadingFramatome ANP GmbH，FANP NDM2，freyesleberstr.1，91058 Erlangen， Germany，2001.

[2]US NRC.Pressurizer Surge Line Thermal Stratification.NRC Bulletin 88-11， 1988.

[3]Hirofumi Hattori，Tomoya Houra，Yasutaka NaganoDirect numerical simulation of stable and unstable turbulent thermal boundary layers.Department of Mechanical Engineering，Nago ya Institute of Technology，Gokiso-cho，Showa-ku，Japan. Department of Environmental Technology，Nagoya Institute of Technology，Nagoya， Japan，2014.

[4]賴建永，黃偉.布置方式對波動管熱分層現象的影響分析[J].核動力工程，2011年12月第32卷第6期.

[5]賴建永.壓水堆核電廠穩壓器波動管熱分層現象研究[D].中國核動力研究設計院碩士學位論文，2009.

[6]唐鵬，等.穩壓器波動管熱分層應力強度可靠性分析[J].核動力工程，2019年6月第40卷增刊1.