核電廠中央冷凍水系統仿真建模分析

王柳鑒，林 萌，王 旭

(上海交通大學核科學與工程學院，上海 200240)

1 引言

核電廠輔助和通風系統為核電廠的持續運行提供了重要保障，因此為其系統提供冷凍水的中央冷凍水系統是常規島的重要系統。在現有的冷凍水系統研究中，方向主要集中在民用冷水機組控制節能與運行特性的優化[1]和核電廠冷凍水系統的設備改進[2]，即通過優化調度或設備來提高系統的經濟性，而核電廠冷凍水系統更注重系統安全性和核電廠的穩定運行，但在現有研究中缺少關于系統整體的仿真建模研究和系統在故障工況下的定量分析。其中，冷水機組的正常運行和供水管線不發生泄漏是中央冷凍水系統正常運行的保障。現有的研究只有簡單的定性描述，而沒有故障工況下的定性分析。因此，本文將對中央冷凍水系統進行建模仿真和定量分析，研究系統在正常運行和故障工況下對需要冷凍水的系統的影響作用程度，為后續核電廠內常規島輔助和通風系統的建模分析提供參考。本次系統建模和事故工況模擬使用國產自主化核電軟件包COSINE進行[3]。

2 中央冷凍水系統建模與穩態工況驗證

2.1 中央冷凍水系統模型

中央冷凍水系統的功能是將各個需要冷凍水的系統的回水通過水冷和風冷機組進行制冷，并通過供水管線提供給需要的系統。中央冷凍水系統作具有結構復雜、組成系統設備繁多等特點，主要設備包括冷水機組、旁通管、泵組、控制閥門、管路等。為了分析中央冷凍水系統對需要其提供冷凍水系統的影響，需要模擬冷水機組和供水管線在穩態和故障兩種工況下冷凍水溫度以及流量的變化，所以，本文需要對正常運行工況和故障工況分別進行仿真建模計算。

中央冷凍水系統建模的關鍵是模擬系統的冷卻功能，由于系統提供給其它系統的冷卻水回水有嚴格的溫度要求，且存在“大流量小溫差”問題[4]。因此，需要模擬冷凍水回水與冷水機組的熱交換過程。本文將使用COSINE軟件包的熱構件和泵模型來簡化模擬冷水機組與冷凍水回水的換熱過程。其熱構件模型基于熱傳導方程及水力學能量守恒方程來計算熱構件壁面換熱量以模擬冷水機組與冷凍水回水的熱交換模型[5]。泵模型基于準穩態的假設，使用泵的全特性曲線，采用隱式的體積流量計算揚程。并將揚程作為對應的動力源項添加到動量方程中，作為熱工水力計算的接口[6]。

建立的中央冷凍水系統模型的節點圖如圖1、圖2所示，包含兩個閉式環路分系統：大容量中央冷凍水系統和小容量中央冷凍水系統。為便于描述，下文將兩個系統分別簡記為H系統和L系統。

圖1 H系統模型節點圖

H系統由兩個并行序列組成，一用一備，每個序列包括1臺大流量冷凍水泵、2臺小流量冷凍水泵、1臺大冷量水冷冷水機組與2臺小冷量風冷冷水機組。2臺大流量冷凍水泵出口有根連通管，可以使任意一臺泵向指定的冷水機組供水，為電廠大部分供熱通風與空氣調節(HVAC)系統和其它需冷凍水冷卻的電廠設備提供冷凍水。L系統包含2×100%容量的冷凍水環路，圖2的流程圖為其中一個環路，每個環路包含2臺冷凍水泵、2臺風冷冷水機組、1個膨脹水箱、以及相關的閥門、管道和儀表，系統按兩個獨立的環路布置。在系統正常運行時環路采用一用一備，運行環路的冷凍水泵按照2×50%的功率運行。環路主要為核島非放射性通風系統的空氣處理機組以及化學和容積控制系統補水泵房提供冷凍水。

2.2 額定工況穩態模擬驗證

當核電廠處于額定正常工況時，H和L系統都只有一個序列運行。其中H系統以設備冷卻水和空氣為熱阱，L系統以空氣為熱阱，依照系統設計對此工況進行熱工水力建模，并首先分析驗證其穩態工況參數符合設計要求。在穩態運行工況中，設置初始條件和邊界條件為滿功率運行狀態，打開或者關閉系統中相應的閥門，調節流量控制閥門，并把計算模型的關鍵參數值與設計值進行對比，根據結果評價模型的正確性。而在故障工況建模中，則分別對H和L系統的水冷和風冷機組以及供水管線設置單一故障進行計算分析，分析冷凍水系統的正常運行對常規島穩定運行的重要作用。

將額定工況穩態仿真運行得到的計算值與中央冷凍水系統設計值進行比較，可得出額定工況下關鍵參數的相對誤差如表1所示。可以看出，主要參數仿真計算值與設計值之間的誤差均在2%以內，其余參數均符合設計要求。通過對比分析，中央冷凍水系統的穩態能夠被精確仿真。

表1 額定工況下系統參數計算值的相對誤差

3 中央冷凍水系統故障工況分析

3.1 故障工況模擬

電廠H系統或L系統出現故障停機時，H系統出現單一故障會導致安全殼循環冷卻系統將失去冷源，安全殼內溫度可能將超過室溫，影響人員正常工作。L系統出現單一故障會導致主控室中心通風子系統由于無法得到核島非放射性通風系統提供的冷風而無法冷卻，在出現高溫報警時，主控室將停止運行。為了驗證中央冷凍水系統在故障工況下對核電廠運行的影響，通過對中央冷凍水系統的分析，選擇四種典型故障進行研究。四種典型故障分別是：H系統水冷機組故障、L系統風冷機組故障、H系統供水管線破裂、L系統供水管線破裂。其中，機組發生故障會導致中央冷凍水系統喪失制冷能力，供水管線發生故障會導致中央冷凍水系統不能將冷凍水輸送到相應系統。由于中央冷凍水系統對于冷凍水的出口和回水的溫度都有相應的要求：出口的冷凍水要能夠保證對需要冷凍水的系統有足夠的制冷能力，回水的冷凍水的溫度要保證冷水機組有足夠的制冷能力。因此，在分析系統的故障工況時，需要分析系統在發生故障工況時冷水機組出口流量和溫度的變化和其對核電廠相關系統的影響。

圖2 L系統模型節點圖

本次系統穩態仿真與事故仿真中，所有部件的初始溫度設定為298.15(K)，管道閥門初始流量為穩態時流量。泵的轉速統一設置為155.5(rad/s)，揚程通過泵的相似曲線獲得。冷凍水回水溫度由于受到其它系統運行的影響，為了保證回水溫度恒定，通過在回水管道處設置熱構件保證回水溫度恒定為13.3℃。熱構件在冷水機組故障事故中，設置模擬冷水機組冷卻功能的熱構件換熱能力從150s開始變為零。在供水母管和至主控室供水管線泄漏事故中，在供水管線出口處設置一個破口閥門與大氣壓力邊界連通，閥門全開面積與供水母管流通面積相同(0.07m2)，設置150s時破口閥門開度從0變為20(%)其中，冷凍水的出口溫度通過在水冷機組和風冷機組處設置溫度測點得到，環路溫度和流量數據通過在環路的冷凍水出水、回水處設置測點得到。測點位置在圖一和圖二的模型節點中標注，其中紅色圓形表示溫度測點，黃色圓形表示流量測點，白色圓形表示故障插入位置。

3.2 故障工況仿真結果及分析

在對中央冷凍水系統的H和L系統分別插入四種典型故障之后，系統測點對應的流量與溫度曲線如下圖3至圖6所示。

圖3 水冷機組故障前后溫度對比圖

圖3表示H系統所在環路的水冷機組發生故障前后環路溫度的變化情況。由圖3可以得出，在冷水機組故障發生前，系統冷凍水出口溫度和環路溫度保持不變，在水機機組故障發生后，冷凍水出口溫度快速上升。約100s后穩定至10.5℃左右，超過了高溫報警信號的設定值(7.2℃)，但低于室溫。這是由于系統除了接受其它系統的冷凍水回水外還會接收來自除鹽水系統的常溫水；并且在故障發生后，環路溫度較冷凍水出口溫度升高較小，是由于溫度測點僅測量冷凍水回水通過冷水機組前后的溫度變化，而環路溫度還受到除鹽水系統的給水的影響。圖4表示L系統所在環路的水冷機組發生故障前后環路溫度的變化情況，與圖3的情況相似。但不同的是，穩定后的環路溫度低于冷凍水出口溫度，這是由于冷凍水回水溫度恒定，導致冷凍水出口溫度在超過冷凍水回水溫度后環路溫度就會低于冷凍水出口溫度。在穩態和故障工況下，冷凍水出口溫度差相較于圖3更大，這是由于風冷機組流量較小的緣故。圖3圖4說明如果冷水機組發生故障，冷凍水的出口溫度會快速升高達到溫度報警值，可能影響需要冷凍水系統的正常運行。

圖4 風冷機組故障前后溫度對比圖

圖5、6分別表示中央冷凍系統的供水管線發生泄漏前后，系統供給安全殼冷卻系統和核島非放射性通風冷卻系統的冷凍水出口溫度和流量的情況。系統的故障工況與穩態工況相比，H系統冷凍水出口溫度上升了約1.5℃，L系統冷凍水出口溫度上升了約3℃，這是由于L系統相對于 H系統流量更低而導致溫度更容易變化。此時系統的流量與穩態工況相比，H系統供給安全殼冷卻系統的流量下降了約16%，接近低流量設定值(80kg/s)。L系統供給核島非放射性通風冷卻系統的流量下降了約33%，并且流量也下降到了低流量設定值(33kg/s)。圖5圖6說明供水管線一旦發生20%的閥門泄漏事故，系統將無法提供需要的冷凍水，可能影響其它需要冷凍水系統的正常運行。

圖5 中央冷凍水系統供水管線破裂前后系統溫度對比圖

圖6 中央冷凍水系統供水管線破裂前后系統流量對比圖

4 結論

本文基于COSINE軟件包的熱工水力模塊，參考某核電站常規島的中央冷凍水系統設計資料進行了熱工水力建模和數值分析，可以得到如下結論：

1)建立的中央冷凍水系統熱工水力模型在額定運行情況下仿真值與設計值經比較分析，模型正確、精度符合要求，能夠以此進行定量分析。

2)對中央冷凍水系統的H系統和L系統分別設置冷水機組故障和供水管線泄露共四種單一故障，對系統故障工況時重要參數的變化進行了定量分析，表明中央冷凍水系統在故障情況下會影響冷凍水系統及其支持的如安全殼循環冷卻系統等的正常運行。