壓水堆核電機(jī)組飽和蒸汽管道疏水量計算模型

1、壓水堆核電機(jī)組飽和蒸汽管道疏水量計算模型第40卷第3期2011年9月Vol40No.3Sept.2011壓水堆核電機(jī)組飽和蒸汽管道疏水量計算模型趙福強(qiáng),顧宇,易朝暉,高文英,于濤(國核電力規(guī)劃設(shè)計研究院,北京100094)摘要:蒸汽輸送管道疏水系統(tǒng)對核電機(jī)組運行的經(jīng)濟(jì)性和安全性起著至關(guān)重要的作用,本文針對大型壓水堆核電機(jī)組飽和蒸汽管道,建立飽和蒸汽輸送管道疏水量計算的數(shù)學(xué)模型,以國內(nèi)某引進(jìn)型大型壓水堆核電機(jī)組為例,計算出主要蒸汽管道的啟動疏水量和經(jīng)常疏水量,結(jié)果表明核電機(jī)組蒸汽輸送管道經(jīng)常疏水量不可忽略,須同時針對啟動疏水和經(jīng)常疏水?dāng)M定疏水系統(tǒng).關(guān)鍵詞:核電機(jī)組;疏水量;系統(tǒng)擬定;飽和蒸汽;壓

2、水堆中圖分類號:TM623.91文獻(xiàn)標(biāo)識碼:A文章編號:16725549(2011)03020304DrainFlowrateCalculationforSaturatedSteamLineinthePWRNuclearPowerPlantZHAOFu?qiang,GUYu,YIZhaohui,GAOWen?ying,YUTao(StateNuclearPowerDesignResearchInstitute,Beijing100094,China)Abstract:Thesteamlinedrainsystemplaysanimportantroleintheeconomyandsafety

3、ofthenuclearpowerunit.Inviewofthesaturatedsteamlineofthenuclearpowerplant,thispapersetsupamathematicalmodeltocalculatethesaturated”steamlinedrainflowrate.thenanimportedPWRnuclearpowerunitistakenasanexampletocalculatethestartupandregulardrainflowratebyusingthemode1.Thecalculationresultindicatesthatth

4、eregulardrainflowrateofthesaturatedsteamlinecannotbeignoredandthedrainsystemshouldbedesignedbasedonstartupdrainandnormaldrain.Keywords:nuclearpowerunit;drainflowrate;systemdesign;saturatedsteam;pressurizedwaterreactor蒸汽管道疏水系統(tǒng)的主要作用是在機(jī)組正常運行時或瞬態(tài)運行工況下排除管道中的凝結(jié)水.相對于火電機(jī)組,核電機(jī)組蒸汽輸送管道的主要特點是:蒸汽參數(shù)較低,且都處于飽和狀態(tài),具有

5、一定的含濕量,機(jī)組啟動階段和正常運行階段,蒸汽輸送管道中都會產(chǎn)生較大的疏水量.因此,核電機(jī)組飽和蒸汽輸送管道疏水系統(tǒng)對機(jī)組運行的經(jīng)濟(jì)性和安全性起著至關(guān)重要的作用,有必要研究建立一種合理的數(shù)學(xué)計算模型,準(zhǔn)確地計算出核電機(jī)組飽和蒸汽輸送管道在各種工況下的疏水量.本文根據(jù)傳熱學(xué)原理以及相關(guān)經(jīng)驗參數(shù),建立了理論數(shù)學(xué)模型并簡化出工程應(yīng)用數(shù)學(xué)模型,為核電機(jī)組疏水系統(tǒng)的正確擬定和合理設(shè)計提供指導(dǎo).l理論數(shù)學(xué)模型建立根據(jù)疏水產(chǎn)生的不同原理,蒸汽輸送管道疏水量計算模型分為機(jī)組啟動階段啟動疏水量計算模型和機(jī)組正常運行階段經(jīng)常疏水計算模型.1.1機(jī)組啟動階段啟動疏水量計算數(shù)學(xué)模型機(jī)組啟動階段,蒸汽輸送管道的疏水主要

6、為蒸汽暖管產(chǎn)生的凝結(jié)水.核電機(jī)組冷態(tài)啟動階段,蒸汽發(fā)生器中二回路管道中的蒸汽參數(shù)達(dá)到額定值時,蒸汽發(fā)生器和常規(guī)島之間的暖管隔離閥打開,蒸汽進(jìn)入常規(guī)島蒸汽輸送管道進(jìn)行暖管,暖管過程中蒸汽在蒸汽輸送管道壓力下凝結(jié),釋放出顯熱和汽化潛熱加熱管道l3.機(jī)組啟動階段疏水量的計算公式如下:收稿日期:20110529修訂日期:20110627作者簡介:趙福強(qiáng)(1980一),男,畢業(yè)于山東大學(xué),大學(xué)本科,工程師,主要從事核電廠常規(guī)島和火力發(fā)電廠機(jī)務(wù)專業(yè)的設(shè)計工作.一圈第3期壓水堆核電機(jī)組飽和蒸汽管道疏水量計算模型qq:(1)c:一(1)式中q機(jī)組啟動暖管階段疏水量,kg/h;m單位長度蒸汽輸送管道的質(zhì)量(單位

7、:kg/m);蒸汽輸送管道的長度,m;C.蒸汽輸送管道管材比熱,kJ/kg;暖管階段蒸汽輸送管道的溫升率,C/rain;暖管蒸汽的初始焓值,kJ/kg;暖管階段蒸汽輸送管道內(nèi)壓力下飽和水焓值,kJ/kg.公式(1)中,對于確定的機(jī)組和確定的蒸汽輸送管道,m,L,c為定值,不隨暖管過程的進(jìn)行而變化.隨著暖管過程的進(jìn)行,金屬管道內(nèi)壁與暖管蒸汽溫差逐漸減小,管壁與蒸汽間的換熱強(qiáng)度逐漸減弱,因此管道的溫升率不是始終保持恒定.在計算時須選擇啟動暖管過程中的典型狀態(tài),運用公式(1)對機(jī)組啟動暖管階段疏水量進(jìn)行計算,選擇其中的最大值作為機(jī)組啟動階段暖管階段的設(shè)計疏水量.1.2機(jī)組正常運行階段經(jīng)常疏水量數(shù)學(xué)模

8、型機(jī)組正常運行階段,蒸汽輸送管道中產(chǎn)生的凝結(jié)水包括兩部分:一是管道保溫層外壁與環(huán)境大氣之間的輻射換熱和對流換熱造成管道內(nèi)的蒸汽凝結(jié),其中對流換熱量相對較小,可忽略不計;另外,核電機(jī)組蒸汽輸送管道中的蒸汽為飽和態(tài)的濕蒸汽,具有一定的濕度,在流動過程中,以霧狀形式混合在濕蒸汽中的飽和態(tài)水在流經(jīng)彎頭,三通以及閥門等管件時會部分以凝結(jié)水的形式從濕蒸汽中析出_3J.機(jī)組正常運行階段經(jīng)常疏水量計算數(shù)學(xué)模型的建立過程如下:(1)因管道散熱而產(chǎn)生的凝結(jié)水量計算管道內(nèi)的蒸汽向環(huán)境大氣傳遞熱量須經(jīng)歷3個過程:一是蒸汽在管道內(nèi)壁上的膜態(tài)凝結(jié)換熱;二是管道保溫層導(dǎo)熱;三是管道保溫層外壁與環(huán)境大氣之間的輻射換熱和對流換

9、熱j.這3個換熱過程的導(dǎo)熱量相等,可采用如圖1所示的迭代法計算其導(dǎo)熱量,迭代過程計算步驟及公式如下:1)為鋼管內(nèi)壁溫度t,選取迭代計算初始值(初始取值一般比濕蒸汽溫度ts低0,01).圈一I圖1蒸汽管道散熱量迭代計算流程圖2)根據(jù)f和t計算單位時間內(nèi),單位管長上膜狀凝結(jié)換熱的換熱量g,計算公式如下J:7rh(t一t)(d一2s)ql一L,其中:為膜態(tài)凝結(jié)換熱系數(shù);d為管道外徑;s為管道壁厚;t為管道內(nèi)蒸汽溫度.對于核電機(jī)組飽和蒸汽輸送管道,在蒸汽流速設(shè)計值范圍內(nèi),雷諾數(shù)都小于1600,因此蒸汽流動都處于層流狀態(tài),根據(jù)傳熱學(xué)原理,流動蒸汽在管道內(nèi)壁的凝結(jié)可視為純凈飽和蒸汽層流膜狀凝結(jié)_4,工程上

10、使用式(3)所示的實驗公式計算膜狀凝結(jié)換熱的換熱系數(shù)h:h:1.13f竺一!一l(3).叼(t一t)(d一2S)J,其中:g為重力加速度;p為液膜密度;J)L為液膜導(dǎo)熱系數(shù);r為蒸汽汽化潛熱;田為液膜的動力粘度;為液膜蒸汽側(cè)溫度;為液膜管壁側(cè)溫度;(d一2s)為膜狀換熱的特征長度,橫管內(nèi)的膜狀換熱特征長度取管道內(nèi)徑.值得注意的是,公式(3)中的一些物性參數(shù),除蒸汽汽化潛熱r是按蒸汽飽熱和輻射換熱兩個方面:a)保溫層外壁與大氣之間的對流換熱為自然對流換熱,單位時間內(nèi),單位管長保溫層上的對流換熱的換熱量可運用公式(5)計算:q3h(z6一)=NuTII-e()=c(GrPr)(一te)(5)G,:

11、嘩:(6)其中:表示環(huán)境大氣的溫度;h為蒸汽管道與環(huán)境大氣之間的對流換熱系數(shù);Nu,Pr,Gr為傳熱學(xué)相似準(zhǔn)則數(shù),根據(jù)定性溫度t=(t+t)/2和定性長度d+2s查表計算可得出各相似準(zhǔn)則數(shù)的具體值;C,n為傳熱學(xué)經(jīng)驗系數(shù),根據(jù)Gr的計算值可查表得出C,凡的值;Ao為空氣的導(dǎo)熱系數(shù),取值由定性溫度決定;=1/(t+273);為環(huán)境大氣的運動粘度;g為重力加速度.b)單位時間內(nèi),單位管長保溫層與環(huán)境大氣之間的輻射換熱量可運用公式(7)計算:678()一(門其中:e為保溫層外壁材料的黑度.c)單位時間內(nèi),單位管長保溫層與環(huán)境大氣之間的總換熱量為:q3=q3h+q3(8)5)核算lq一ql是否滿足精度

12、要求,若不滿足要求,則按如圖1所示,改變的初始值,重復(fù)上述計算過程,直至滿足精度要求.因管道散熱而產(chǎn)生的凝結(jié)水量為:Q.=(9)(2)因濕蒸汽中霧狀飽和態(tài)水析出而產(chǎn)生的凝結(jié)水量如圖2所示為TLV公司汽水分離器除濕效率曲線圖,除濕效率主要由分離器形式和蒸汽流速決定,核電機(jī)組蒸汽輸送管道中飽和蒸汽析出率與蒸汽流速的關(guān)系式可由試驗數(shù)據(jù)擬合得出.因此,濕蒸汽因流動而析出的凝結(jié)水量為:Q=“)Q(1一)(1o)其中:”為蒸汽流速;Q為管道中的蒸汽流量;為蒸汽干度;.廠(u)為飽和蒸汽含濕量析出核電機(jī)組啟動階段的疏水量為蒸汽暖管產(chǎn)生的凝結(jié)水量,暖管范圍包括飽和蒸汽輸送管道暖管和相應(yīng)的疏水管道暖管,計算過程

13、中將疏水管道長度按暖管疏水量產(chǎn)生的比例折算成蒸汽輸送管道的長度.工程設(shè)計中通常以機(jī)組所有運行工況下蒸汽輸送管道中產(chǎn)生的最大疏水量值作為疏水量的計算值,并取一定的裕量.根據(jù)國內(nèi)外核電機(jī)組運行設(shè)計經(jīng)驗,機(jī)組啟動階段暖管過程管道金屬溫升率取10C/min,單位質(zhì)量蒸汽的放熱量取蒸汽在常壓下的汽化潛熱量,即公式(1)中的”一”用常壓下蒸汽的汽化潛熱值代替.工程設(shè)計中機(jī)組啟動階段疏水|1111團(tuán)第3期壓水堆核電機(jī)組飽和蒸汽管道疏水量計算模型量的計算公式如下:仃:蘭壘“H一×1000其中:At=lOC/min,=2257kJ/kg,則上式可簡化為:Q=0.2658m×L×C.

14、(12)式中Q機(jī)組啟動暖管階段疏水量,kg/h;m單位長度蒸汽輸送管道的質(zhì)量,kg/m;蒸汽輸送管道的長度,m;C.蒸汽輸送管道管材比熱,kJ/kg.2.2機(jī)組正常運行階段經(jīng)常疏水量數(shù)學(xué)模型工程實際應(yīng)用中,忽略蒸汽與管壁的對流換熱熱阻,管壁的導(dǎo)熱熱阻,保溫層外壁與大氣之間的對流換熱熱阻以及保溫層外壁與大氣之間的輻射換熱熱阻,只考慮保溫層的導(dǎo)熱熱阻.Q=面+.,Qct,其中,汽化潛熱取2257kJ/kg,飽和蒸汽中含濕量析出的比例_廠()取經(jīng)驗值0.163,則上式可簡化為:Q=6石j+0.Qc一,(3)式中Q機(jī)組啟動暖管階段疏水量,kg/h;Q管道中飽和蒸汽流量,kg/h;A保溫材料的熱導(dǎo)率,w

15、/(m?K);s為保溫層厚度,In;濕蒸汽的干度.3計算實例以國內(nèi)某引進(jìn)型三代壓水堆核電機(jī)組為例,運用上述數(shù)學(xué)模型計算各主要蒸汽輸送管道在機(jī)組啟動階段和正常運行階段的疏水量,并根據(jù)計算出的疏水量擬定飽和蒸汽輸送管道的疏水系統(tǒng).機(jī)組額定運行工況下,主要蒸汽輸送管道的蒸汽參數(shù)值以及管道布置參數(shù)如表1所示.表1主要蒸汽輸送管道參數(shù)及蒸汽參數(shù)備注:管道長度都按50m計算,工程中以具體布置為準(zhǔn).3.?機(jī)組啟動階段和正常運行階段的疏水量秉鍪薹窯按照表1中的數(shù)據(jù),根據(jù)工程數(shù)學(xué)模型,可計經(jīng)常疏水量,如表2所示.表2主要蒸汽輸送管道啟動疏水量和經(jīng)常輸水量3.2疏水系統(tǒng)擬定根據(jù)表2中的數(shù)據(jù)可知,啟動疏水量與經(jīng)常疏

16、水量在數(shù)量級上基本相同,且數(shù)量較大,因此在四III$擬定飽和蒸汽輸送管道疏水系統(tǒng)時,須同時考慮機(jī)組啟動,停機(jī)階段的疏水要求和機(jī)組正常運行期間的疏水要求.綜合考慮大型壓(下轉(zhuǎn)第211頁)340MW核電汽輪機(jī)飛射物安全性分析熱力透平4結(jié)論本文對340MW核電汽輪機(jī)飛射物事故進(jìn)行了系統(tǒng)的分析,結(jié)論如下:(1)論述了核電汽輪機(jī)飛射物安全性分析的基本方法和安全性的考核標(biāo)準(zhǔn).(2)采用有限元方法對汽輪機(jī)低壓轉(zhuǎn)子的強(qiáng)度進(jìn)行考核,結(jié)果表明轉(zhuǎn)子強(qiáng)度符合設(shè)計要求.(3)采用Clark方法進(jìn)行評估,低壓轉(zhuǎn)子的檢測周期不大于60年.因而轉(zhuǎn)子的脆性破壞強(qiáng)度合格,該機(jī)組汽輪機(jī)轉(zhuǎn)子的使用壽命滿足合同要求.(4)采用故障樹概

17、率分析方法,得到整個系統(tǒng)超速飛車的故障發(fā)生概率為8.98E一07次/年.(上接第206頁)水堆核電機(jī)組運行的各種工況,擬定飽和蒸汽輸送管道疏水系統(tǒng)如圖3所示.圖3大型壓水堆核電機(jī)組蒸汽輸送管道疏水系統(tǒng)圖3中,1表示飽和蒸汽輸送管道,2表示疏水母管,3表示疏水罐,4表示啟動疏水管道,5表示經(jīng)常疏水管道,6表示檢修氣動閥用的隔離閥,7表示氣動閥,8表示檢修疏水閥用的隔離閥,9表示疏水閥.4結(jié)論上述理論分析和計算結(jié)果表明,壓水堆核電機(jī)組啟動階段和正常運行階段,蒸汽輸送管道中(5)本機(jī)組汽輪機(jī)為不利方向布置的機(jī)組,其飛射物事故允許概率為每年10以下.該核電汽輪機(jī)飛射物事故的年發(fā)生概率為8.98E一07

18、次/年,結(jié)果小于10次/年,符合核電汽輪機(jī)安全性的基本要求.參考文獻(xiàn):1Bush,SH.ProbabilityofTurbineDamagetoNuclearComponenDuetoTurbineFailureJ.NuclearSafety,1973,14(3):187.2Bush,SH.AReassessmemofTurbineGeneratorFailureProbabilityJ.NuclearSafe,1978,19(6):681.3Rosario.TechnicalApproachtoTurbineMissileProbo+dyA.ssessmeatZ.EPRI,PaloAlto,CA:2001.10136451:24.4SteveHesler.AssessraeatofTurbineMissileProbability:TechtffcalandRegtdatryIssues:PhaseIZ.EPRI,Charlotte,NC:2000.1l267:13.都會析出較大量液態(tài)凝結(jié)水,液態(tài)水如果不及時被疏出,將會與蒸汽一起在管內(nèi)高速流動,產(chǎn)生水擊,成為蒸汽管系運行的不安全因素,影響機(jī)組運行的安全性.因此建議運用本文中建立的數(shù)學(xué)模型合理計算蒸汽管道疏水量,正確擬定疏水系統(tǒng),選擇性能合適,容量匹配的蒸汽疏水閥,提高機(jī)