非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计

作者:刘家磊;蔡琦;陈玉清; 刊名:原子能科学技术 上传者:胡宏

【摘要】非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效.为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率.以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热.

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核电站反应堆在发生失水事故时,大量冷却剂释放到安全壳中,导致安全壳内温度、压力急剧上升,对安全壳的完整性造成威胁。为此,以AP1000为代表的新型反应堆设计有非能动安全壳冷却系统(PCCS),从而保证核电站在失去外部能源的情况下仍能对安全壳进行有效冷却。安全壳内部温度、压力的升高触发顶部水箱阀门开启,通过冷凝液膜对钢制安全壳外部进行冷却。安全壳内部为蒸汽、空气及其他不可凝气体的混合气体,通过冷凝和对流换热的方式向安全壳内壁面释放热量。蒸汽冷凝在壁面形成液膜,液膜在下降过程中逐渐增厚,阻碍了热量的传输,同时不可凝气体的存在也对安全壳内部冷凝起到阻碍作用。国内外针对PCCS换热特性的研究较多。Gavrilas等[1]用GOTHIC程序对PCCS特性进行了研究。Kang等[2]针对PCCS的热传输效率展开试验研究,并将其应用于AP600的换热模拟。谭曙时等[3]使用改造后的PASCO装置对PCCS多个单项特性展开试验,为模型验证提供了参考。李光普[4]通过对GOTHIC程序的二次开发,研究了PCCS在大破口失水事故下的特性响应。黄政[5]建立了一维均相流数学模型,模拟了PCCS的稳态运行和事故工况下安全壳和PCCS的瞬态响应过程,得到了系统自然循环的换热和流动特性。提高安全壳壁面的换热能力能够有助于更快地导出安全壳内部多余的热量,从而降低事故下安全壳内部的温度和压力,保证安全完整性的同时防止放射性物质释放到外部环境中。本文主要针对安全壳内壁面层状冷凝换热效率不高的问题,提出强化换热的设计方案,并对其进行初步分析。1安全壳内部冷凝换热机理核反应堆发生失水事故时,大量冷却剂释放到安全壳内发生闪蒸,温度降为安全壳内部压力对应的饱和温度。蒸汽和不可凝气体组成的混合气体遇到较冷的壁面发生凝结,释放潜热。工业中很难得到稳定的珠状凝结,因此认为安全壳壁面发生的凝结为膜状凝结。含不可凝气体条件下膜状凝结总的换热系数由下式表示:1ht=1hc+hs1+1hL+1hb+1hs2(1)式中:ht为总的换热系数;hc、hs1、hL分别为安全壳内壁面的冷凝换热、对流换热和液膜导热的换热系数,W/(m2K);hb和hs2分别为钢制安全壳壁面导热、外壁面对流换热的换热系数,W/(m2K)。由式(1)可知,提高等式右侧任意一项换热系数,均可使总的换热系数提高。安全壳内壁的膜状凝结如图1所示,由于安全壳直径远大于冷凝液膜的厚度,因此其内壁的液膜流动可近似为竖直平板上的液膜流动。根据努谢尔换热理论,纯蒸汽条件下冷凝换热系数可表示为:hL=qTsat-Tw=kLL(2)式中:q为热流密度;Tsat为安全壳内部压力对应的蒸汽饱和温度,即冷凝液膜气液交界面的温度,K;Tw为壁面温度;kL为液膜的导热系数,W/(mK);L为液膜厚度,m,其表达式为[6]:L(=4kLL(Tsat-Tw)xLg(L-v()hfg+38cpL(Tsat-Tw)))1/4(3)式中:L为液体动力黏度,Pas;x为液膜的流动距离,m;L为冷凝液密度,kg/m3;v为蒸汽密度,kg/m3;g为重力加速度,m/s2;hfg为汽化潜热,J/kg;cpL为液体比定压热容,J/kg。图1安全壳内壁面膜状冷凝示意图Fig.1Schemeoffilmcondensationoncontainmentinnerwall对于含不可凝气体情况下的冷凝换热,蒸汽在壁面的冷凝会导致不可凝气体在壁面处堆积,产生垂直于壁面向外的渗透压,从而形成了一个不可凝气体隔离层,也称为扩散层,这大大削弱了凝结换热效率。Liao等[7]对扩散层模型进行了修改,

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