核电站压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究

1、压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究发布者：张 野, 王晓放 , 介红恩 发布时间： 2010-2-2 12:23:00 内容摘要 作为调节核电站反应性的可溶毒物，硼酸广泛应用在压水堆冷却剂中。通过对其浓度的调节来控制长期反 应性的变化。 本文采用 CFD 手段对混流式核主泵的叶轮在多工况点下进行三维湍流流动数值模拟， 得到了 含有清水和不同浓度硼酸溶液作为工作介质的核主泵扬程、效率及功率等性能特性参数。结合实验数据， 在压水堆安全工况下分析了冷却剂中硼酸浓度对核主泵水力特性参数的影响，并通过与清水介质比对，得 到即使在极限硼酸浓度下冷却介质中硼酸浓度亦对核主泵性能影响较小的结论。研究结

2、果可提高对核主泵 性能预测的准确性，并对采用清水作为模拟介质的可行性提供理论依据。正文 文字大小： 大 中 小 反应堆冷却剂泵 （Reactor Coolant Pump, RCP ） 又称核主泵，用于驱动高温、高压放射性冷却剂，使其循 环流动，并连续不断地把核反应堆堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器，是一回路主系统中唯一高速旋转 的设备 1 。当今世界上压水堆核电站广泛采用在冷却剂中添加硼酸进行反应性调节的方法，而硼酸溶液与 普通清水相比，两者对核主泵等过流部件是否会产生不同影响？其对工质溶液的粘度、密度等物性参数的 影响程度将直接关系到核主泵水力模型设计以及主泵性能参数如：流动损失、扬程、效

3、率及轴功率等。目 前，国内、外学者对于核反应堆一回路中硼酸溶液的研究主要集中在对一回路材料腐蚀的影响、硼稀释以 及 LOCA 事故等方面 , 获得一些重要结论 25 ，对核主泵数值分析方面的研究主要集中在假设以清水作为 工质情况下对其内部速度、压力场分布的预测 67 ，其中对于硼酸溶液的物性对核主泵的影响研究尚未涉 及。本文针对多流量工况和冷却剂中含有不同浓度硼酸溶液的多方案条件下进行数值研究，分析清水与硼 酸溶液对核主泵性能影响的差异，着重研究了硼酸浓度对过流部件性的影响程度，并对使用数值计算方法 预测核主泵性能中采用清水作为模拟介 质的可行性进行分析。压水堆一回路中含硼冷却剂特点硼酸溶液的

4、浓度范围 硼酸作为热中子吸收剂应用在压水堆一回路中，为了核电站的安全运行，应使慢化剂温度系数保持负值， 因此对冷却剂中硼酸浓度有严格的规定。在燃料装载初期冷却剂中硼酸浓 度最大，随着反应进行，燃耗不断加深，硼酸浓度逐渐降低，当燃料耗尽时浓度为零；在反应堆稳定运行 期间，硼酸浓度一般应小于 2000ppm 。而在停堆换料期间，为了保证吸收所有的热中子和停止裂变反应， 要向回路中注入更高浓度的硼酸 2 ，即便是在事故工况下， 硼酸溶液的极限浓度一般也不可超过 7000ppm （硼化时补硼溶液浓度）。表 1 为某核电站各运行工况下硼酸浓度数据 8 。硼酸溶液的物性参数 硼酸溶液作为一回路中唯一直接流

5、经核主泵的工质，与普通清水物性参数有所不同。而其物性参数直接影 响着核主泵内部的流动损失等，为了准确预测核主泵的性能参数，并与清水做比较，分析硼酸对其性能的 影响程度，必须获得硼酸在高温、高压条件下的物性。图 1-2 为国外某核电站在 7.8MPa 、 555K 条件下硼 酸溶液与水溶液密度与动力粘度对比数据 5 。从图中不仅可以看出含有硼酸溶液的冷却剂密度和动力粘度 大于清水溶液，并且随着硼酸浓度的增大，差异越来越显著。在硼酸浓度为 2000ppm 时，两者密度相差 约为6.7%o,粘度相差约为10%。图1-2中硼酸物性随浓度变化规律为用数值模拟方法来分析硼酸浓度对 核主泵性能影响的研究提供

6、了物性参数选取依据。表 1 某核电站各种工况下冷却剂的硼浓度Tab.1 Boric acid concentration under conditions in nuclear power plant运行工况 有限增殖因数 Keff 硼浓度（ ppm ） 初装料热态功率干净无棒插入 1 1152 初装料热态功率干净有平衡氙无棒插入 1 855初装料热态零功率干净堆无棒插入 1 1225 初装料热态停堆干净无棒插入 0.985 1376 初装料冷态堆干净无棒插入 0.985 1318 换料停堆有棒 0.90 1518 换料停堆无棒 111.3流量 Q（ m3/h ） 17886转速 n（ r/m

7、in ） 1750设计压力 P（MPa ） 17.1设计温度 t （K） 615比转速 ns 415图 3 核主泵叶轮计算网格 图 4 某核电站主泵叶轮图Fig.3 Calculation grid of RCP impeller Fig.4 The impeller of RCP in PWR控制方程及湍流模式 叶轮内部是极其复杂的三维粘性不可压流动，选用连续方程和雷诺时均 N-S 方程作为其控制方程组，对于 稳态情况有：连续方程：（1）N-S 方程：（2）式中 为流体密度； （ =1 ，2，3）分别代表 坐标； 为 方向的平均速度分量； 为静压； 为动力粘度。 上述方程中引入新的未知量 R

8、eynolds 应力项 ，要想使方程封闭，引入工程上应用最广泛的标准的 模型：（3）（4）（5）式中， 为涡粘系数； 为湍动能； 为耗散率； 为湍动能 的生成项，由下式确定：（6）其中 为湍流模型系数，分别取为 0.09 、 1.0 、 1.3 、1.44 和 1.92 。 上述控制方程的离散为了获得比较高的精度各项均采用二阶迎风格式，压力速度耦合采用 SIMPLE 算法。边界条件及模拟分析方案入口边界条件 叶轮入口给定为速度入口边界条件，采用均匀来流，速度方向垂直于入口截面。对于不可压缩流动以给定 设计流量的核主泵模型选择速度入口比较适合。出口边界条件 叶轮出口给定为压力出口，对于有回流情况

9、的出口，收敛性较自由出流边界条件更容易收敛。壁面条件 壁面采用无滑移条件，近壁区采用标准壁面函数法。数值分析方案 数值模拟依据硼酸浓度的不同采用四种方案，如表 3 所示。其中方案 A 条件为模型泵的设计参数，压力为17.1Mpa ,温度615K ,清水介质；方案B、C、D条件为已知硼酸物性变化规律下的状态点，压力7.8Mpa、温度 555K ，为了研究正常工况下及出现最危险情况硼酸浓度对核主泵性能的影响程度，故硼酸浓度分别取为 0ppm 、 2000ppm 、 10000ppm 。表 3 模拟方案汇总表Tab.3 Schemes of simulation模拟方案 压力 MPa 温度 K 硼酸

10、浓度 CB ppmA 17.1 615 0B 7.8 555 0C 7.8 555 2000D 7.8 555 10000计算结果及分析 硼酸溶液的粘度、密度物性参数由图 1-2 插值获得。基于上述模拟方法，对核主泵叶轮内流道进行多方案 数值计算分析， 通过对设计流量为 Q 和不同流量下的多工况数值模拟， 获得了各工况主泵叶轮效率、 扬程、 轴功率等特性参数，结果汇总见表4 。表 4 各流量点下数值模拟结果Tab.4 Numerical results of simulation at different flow rate方案 A 方案 B流量 扬程 m 效率 % 轴功率 kw 扬程 m 效

11、率% 轴功率 kw0.70Q 187.10 87.331 4492.2 187.10 87.333 5469.00.85Q 163.86 88.723 4685.1 163.86 88.730 5703.81.00Q 140.49 89.352 4692.5 140.49 89.357 5712.71.15Q 117.07 88.776 4525.9 117.07 88.778 5510.11.30Q 93.42 86.502 4190.1 93.41 86.502 5101.0表 5 各流量点下数值模拟结果(续)Tab.5 Numerical results of simulation at

12、 different flow rate (Continued)方案 C 方案 D流量 扬程 m 效率 % 轴功率 kw 扬程 m 效率% 轴功率 kw0.70Q 187.10 87.333 5498.3 187.10 87.336 5584.50.85Q 163.86 88.730 5734.4 163.85 88.732 5824.311.00Q 140.49 89.358 5743.6 140.48 89.360 5833.61.15Q 117.07 88.778 5539.6 117.07 88.779 5626.41.30Q 93.41 86.503 5128.4 93.41 86.

13、505 5208.9设计参数下 A 方案性能分析从方案 A 的计算数据可以看出，某百万千瓦级核主泵在设计参数条件下，以清水为介质，数值计算得到的 性能参数变化规律如下：随着入口流量的增大，扬程逐渐下降，符合一般泵的运行规律，并且在设计点处 扬程满足设计要求；效率随着流量的增大先升高后降低，在设计点处达到最大值。当偏离设计流量时，效 率下降明显，内部流动损失增大。硼酸浓度对性能参数影响从方案 A 和 B 可以看出，在清水（无硼）状态时，不同的压力与温度下，两种情况扬程几乎没有变化，这 是因为扬程是指提供给介质的能量， 只与泵本身的结构有关，而与输送介质的物性无关； 随着温度的变化， 清水的粘性相

14、应的会有所变化，因此会对泵的效率有所影响，文献 9 中详细分析了泵在非设计工况下温度 变化对效率的修正问题。本文中由于A和B温度变化较小，粘性变化不大，故效率相差较小，约为0.04%o；对方案 C 进行分析可知，在压水堆正常运行工况下，即一回路硼酸浓度小于2000ppm 时，与相同压力、温度状态下清水作为工作介质的 B 方案相比较，仅仅核主泵的轴功率略有增加，约为5% 。这是因为随着硼酸浓度的增加，如图 1 所示，硼酸溶液的密度逐渐增大，在其他参数一定时，轴功率只与输送介质的密 度成正比，故轴功率稍有增大。为了验证硼酸浓度对核主泵性能参数的影响程度，我们在D 方案中假定即使硼酸浓度达到 100

15、00ppm 时（超过极端工况数倍），计算结果显示核主泵的各项性能参数与 B 方案中清 水作为工作介质相差亦很小，效率相差 0.03% ，轴功率相差 20% 。 通过上述方案对比可以看出，在工程误差允许范围内，对核主泵进行水力模型设计及数值计算时，硼酸浓 度对核主泵性能影响可忽略不计。因此，为用清水近似作为核主泵工作介质来进行数值模拟分析提供了可 靠的理论支撑。4 结论 本文通过对核主泵叶轮在清水冷却剂与含有不同浓度硼酸溶液的冷却剂下的内部流动进行数值模拟，得到 了其在不同流量条件下的特性参数，进一步研究了硼酸浓度对性能参数的影响，得到以下重要结论： （1 ）通过国外核电站的实验数据资料分析，获

16、得了硼酸的物性参数， 更加真实的反映了一回路核主泵的工作介质物性，为准确计算核主泵水力性能参数提供必要条件。（2） 通过对清水为冷却剂与不同浓度硼酸溶液为冷却剂的多方案、不同流量、 不同硼酸浓度等情况计算结果进行对比分析，在核电站正常运行工况下，即一回路硼酸溶液小于2000ppm 时，对核主泵水力性能参数影响甚微。即使在不可能达到的极限硼酸浓度下，其对核主泵扬程、效率等性能影响亦很小。（3）为用清水近似作为工作介质对核主泵水力性能预测进行数值研究提供可行性验证。参考文献：朱继洲.压水堆核电厂的运行M.北京：原子能出版社，2008 : 41.B.Pastina, J.Isabey, B.Hick

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