華龍一號余排吸入口死管段熱工水力分析

余小權 賴建永 張玉龍 任 云 劉 航

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都610213）

0 引言

“死管段”是指那些與一回路相連但在機組正常運行情況下其內部流體不流動的管段。當一回路升溫升壓或升功率運行過程中，這些管道內的靜止流體被一回路加熱產生熱分層或汽化，并最終導致管道內壁和閥門部件腐蝕。

M310機組[1]余排進口管道就屬于“死管段”之一。該現象已經多次導致法國核電站以及大亞灣和嶺澳一期核電站的這些閥門閥座產生腐蝕，并影響了這些閥門的密封性，威脅機組的安全穩定運行。

正常余熱排出系統（RRA）進口死管段內發現的腐蝕問題是由持續不斷的熱工水力現象引起的，這些熱工水力現象主要表現為：

（1）死管段內頂部和底部之間存在熱分層，當這種熱分層不穩定時更為有害。根據1994年EDF在BLAYAIS1機組上的測量，這種溫差達到56°C。

（2）一回路通過反應堆冷卻劑系統（RCP）閥門不斷給“死管段”內靜止液體加熱，如果溫度達到管道內部的壓力對應的飽和溫度，就會導致管道內形成水/汽兩相。當管道內排氣不充分而存在空氣時更會加速腐蝕的產生。試驗證明，RRA入口一次隔離閥上游的溫度幾乎與一回路的溫度相同，達到290~323°C，一次隔離閥下游的溫度最高可以達到230°C左右。

死管段內部水汽兩相的存在會產生如下潛在后果：有害雜質離子會在水汽兩相分界面上聚集且濃度遠高于其他部位，這樣會對死管段內部和閥門內部部件（如閘板、閥座等）表面形成腐蝕，并最終導致管道內壁和/或閥門部件的腐蝕減薄或裂紋，嚴重時會影響閥門的密封性。

死管段汽/液界面腐蝕強化現象是由于復雜而持續的熱工水力現象引起的。一回路的高溫流體通過閥門和管道將熱量傳遞給死管段內的靜止流體，根據EDF1994年在BLAYAIS1號機組測得的數據，靠近一回路側的溫度高達292°C。由于死管段中壓力較低（下游閥桿、閥板等部位輕微泄漏），高溫將導致死管段流體部分汽化，形成汽液兩相共存現象。流體里的有害雜質、離子會在汽水分界面聚集，導致產生化學腐蝕，極大地強化了腐蝕過程。此外，高溫條件本身也會強化腐蝕過程。

另外，死管段內還可能存在一定的氧化環境條件。RRA閥門上部有一個腔室，在機組動態排氣期間，微氣泡可能被裹挾進RRA系統并在閥門上部腔室聚集。這部分氣體為高壓高氧狀態，當死管段壓力降低或溫度升高后，這部分氣體蒸汽份額會增加，體積會顯著膨脹并進入死管段，從而對本已存在的腐蝕過程起著推波助瀾的作用。

總之，RRA死管段嚴重腐蝕問題是在多種腐蝕強化機制的共同作用下造成的，包括：高溫，汽液兩相共存，水質條件，可能的高氧化環境，等等。其中，法國電站曾經試圖通過更充分的排氣手段來消除死管段現象已經宣告失敗，而死管段內的流體與一回路冷卻劑化學成分相同，完全消除其中的有害雜質也不可能做到。所以，解決死管段現象最有效、最根本的辦法就是設法避免死管段內產生水汽兩相狀態。當然，如果能夠研制出一種在死管段條件下抗腐蝕的新型材料，也是一種解決之道，不過就目前國內外情況來看，這種可能性較小。

基于以上兩種工況，對力容器安注接管嘴及壓力容器內壁面的溫度分布開展仿真研究。

1 方案研究

海南3、4號機組余排入口處及第一道隔離閥前后的布置方案與福清5、6號機組發生了明顯變化：余排系統的兩個系列分別從主系統的2號環路和3號環路熱段引出，確保了余排系統兩個系列的完全獨立，余排吸入口管道布置如圖4所示，同樣并聯有止回閥，避免出現“死管道”汽化現象。兩列余排的布置差異較大，其主要布置參數如下：

（1）反應堆冷卻劑系統（RCS）2#環路，RCS0040管道參數：

①第一道隔離閥前管道長度17.0m，降低了運行期間第一道閥前的溫度；

②兩隔離閥之間長度增加到10m以上，大幅改善死管道內流體的換熱。

（2）RCS系統3#環路RCS0083管道參數：

①第一道隔離閥前管道長度5.8m，降低了運行期間第一道閥前的溫度；

②兩隔離閥之間長度增加到10m以上，大幅改善死管道內流體的換熱。

由于兩列余排管道布置差異性較大，因此本文將針對采取該布置方案的余排入口管道內介質的溫度分布進行計算，判斷死管段內介質的最高溫度能否低于正常運行期間對應的飽和溫度。

2 基本假設

本計算采取了以下假設：

在計算中，將隔離閥閥瓣等效成一塊厚度為80mm的金屬板；

由于不考慮第一道隔離閥下游介質的流動，為簡化建模過程，在計算模型中假設第一道隔離閥下游管道沿直線水平布置；

假設主管道和余排管道表面散熱系數一致；

正常工況下安全殼內最高環境溫度55°C，計算時環境溫度保守取值60°C；

假設各流體區域壓力恒定：第一道隔離閥前壓力為15.5MPaa，死管段內壓力為3MPaa（啟堆階段，正常余排在系統壓力為3MPaa后被隔離），第二道閥后為0.1MPaa；

不考慮閥門的泄漏。

3 計算模型

根據實際布置情況和假設條件，用于計算的部分主管道熱段和余排吸入口管道的物理模型如圖1和圖2所示。由于兩列余排管道布置的差異性，因此本報告將對RCS0040管道和RCS0083管道分別進行計算。本計算部分計算輸入和邊界條件見表1所示。本文利用商業計算流體力學軟件FloEFD計算。網格為結構化六面體網格，網格數約為30萬。湍流計算模型采用工程中常用的k-ε模型。

圖1 余排入口管道模型1（RCS0040管道）

圖2 余排入口管道模型2（RCS0083管道）

表1 計算輸入表

4 計算結果及分析

整個管道系統中流體溫度分布見圖3，余排入口處及第一道隔離閥前后的流動現象分別見附4和圖5（圖4和圖5中箭頭的大小表征流速的大小）。

圖3 利用FloEFD計算流動區域溫度分布

圖4 余排接入口管道內流體流動現象

圖5 第一道隔離閥前后流動現象

RCS0040管道閥門前后溫度為：

第一道隔離閥前表面介質最高溫度：81.14°C；

第一道隔離閥后表面介質最高溫度：69.11°C；

RCS0083管道閥門前后溫度為：

第一道隔離閥前表面介質最高溫度：119.29°C；

第一道隔離閥后表面介質最高溫度：91.70°C；

在余排入口管嘴處存在較強的漩渦，由于受該渦流的作用，管道入口較大范圍內流體混合得比較均勻，溫度幾乎與主管道內流體溫度一致，余排管道內流體溫度在豎直段上游即開始下降。在第一道隔離閥前，流體溫度已經由管道外表面與空氣對流換熱、管道內表面與流體對流換熱以及管道內流體的對流作用降低到81°C左右，在閥后的最高溫度約為70°C。在第一道隔離閥后，死管段內的介質幾乎沒有流動，僅存在非常微弱的流動現象，所以閥后的流體溫度在很短的距離內就降到了環境溫度。

5 結語

本文本基于華龍一號核電機組余排吸入口管道布置方案，利用FloEFD流體分析軟件對余排吸入口及死管段部分內的流體進行熱工計算，得到了正常運行工況下管道內流體的溫度分布。通過計算結果得出，在采用一系列保守假設的前提下，第一道隔離閥閥后表面流體溫度低于常壓下的飽和溫度，因此從理論分析上驗證了華龍一號核電機組不存在死管段現象。