核電站用管道金屬保溫層熱性能研究

毛 飛，施永兵

（上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司，上海 200233）

1 概況

核電站內(nèi)系統(tǒng)管道和設(shè)備大多在高溫工況運(yùn)行，為減少系統(tǒng)的熱損失，確保核電站內(nèi)混凝土結(jié)構(gòu)壁面溫度和廠房溫度符合設(shè)計(jì)要求，提高電站運(yùn)行的熱經(jīng)濟(jì)性，必須在高溫管道和設(shè)備外壁包覆保溫材料。由于核電站內(nèi)的高放射性，一般工業(yè)管道及設(shè)備采用的非金屬保溫材料難以滿(mǎn)足60年使用壽命的要求，在全壽期內(nèi)將產(chǎn)生大量的放射性粉塵和固體廢物，污染環(huán)境，并對(duì)人體有害。同時(shí)，非金屬保溫材料經(jīng)含硼水浸泡后容易失重流失，堵塞地坑過(guò)濾器。

管道金屬保溫結(jié)構(gòu)全部采用不銹鋼金屬材料，可適應(yīng)核電站內(nèi)高輻射、高溫的環(huán)境條件，滿(mǎn)足使用壽命要求，同時(shí)不會(huì)產(chǎn)生堵塞地坑過(guò)濾器的物質(zhì)。管道金屬保溫結(jié)構(gòu)示意圖，如圖1所示。采用不銹鋼薄壁板焊接形成外殼框架，內(nèi)部填充多層不銹鋼箔。多層箔片之間保持一定的間距，形成薄空氣層，可盡量降低空氣間層的傳熱。外殼框架及不銹鋼箔均采用“鏡面”不銹鋼板，降低輻射傳熱。

圖1 帶接縫的管道金屬結(jié)構(gòu)示意圖Fig.1 Diagram of Pipe Insulation Structure with Seam

國(guó)外先進(jìn)壓水堆、沸水堆核電站的研究起步早，針對(duì)反射型金屬保溫層的結(jié)構(gòu)和熱性能做了大量研究和熱性能試驗(yàn)，并形成了系列ASTM 標(biāo)準(zhǔn)[1?2]；國(guó)內(nèi)的研究提出了反射型金屬保溫結(jié)構(gòu)熱性能分析的理論模型，但該模型未考慮接縫和環(huán)境溫度的影響，同時(shí)未進(jìn)行保溫結(jié)構(gòu)的熱性能試驗(yàn)[3?5]；文獻(xiàn)[6]采用防護(hù)熱箱法完成了平板金屬保溫塊熱性能試驗(yàn)，并建立了平板保溫塊在水平狀態(tài)下的數(shù)值分析模型。……