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CN107910082A - 核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法 - Google Patents

核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法 Download PDF

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CN107910082A CN201711128478.2A CN201711128478A CN107910082A CN 107910082 A CN107910082 A CN 107910082A CN 201711128478 A CN201711128478 A CN 201711128478A CN 107910082 A CN107910082 A CN 107910082A
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Abstract

本发明公开了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统,其在余热排出模式下，通过安全注入系统的热交换器，将一回路热量传递到设备冷却水系统，再由设备冷却水系统通过燃料水池净化与冷却系统的热交换器，将乏燃料水池加热。本发明还公开了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法。相对于现有技术，本发明乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法利用不同的冷源系统作为中间媒介，逐步间接传导一回路热量至乏燃料水池并将其加热，确定了试验时乏燃料水池的最低温度，兼顾了一回路机组控制和媒介系统的安全；通过工况迁移分析，分析验收准则在不同试验工况下的有效转换，同时进行了试验工况下的误差分析，确定了试验所用的仪表精度要求。

Description

核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法。
背景技术
目前，在核电技术领域，乏燃料水池热交换器性能试验是对乏燃料水池热交换器换热效能的验证，试验结果不仅反应热交换器能否满足设计要求，更直接关系着核电站换料后能否安全运行的一项重要重要指标。
相关技术中，压水堆核电站机组乏燃料水池热交换器同样作为一回路冷却模式的备用冷源设计方案，在进行试验执行时可借助联调期间一回路产生的热水反向加热乏燃料水池热交换器，进行乏燃料水池中水的加热。相关技术中，压水堆核电站机组乏燃料水池的冷却方案为三列独立的闭式冷却循环回路，与一回路及相关系统无直接联系，不能直接借助一回路的热水来进行热交换器效率试验。这种设计方式，使乏燃料水池在调试阶段无法方便的获取热源。
目前，三代核电技术堆型中，有计划将乏池热交换器效率试验放置到机组商运后的第一个燃料周期结束后执行，利用乏燃料组件的释热乏池水升温后直接进行试验。但是，上述技术方案存在一定的局限性：(1)换料后乏池水温受乏燃料释热的影响，乏池水温需保持在一定范围内，试验期间温度调节范围有限；(2)试验使用的水含有一定放射性，如果热交换器效率不满足要求需要重新更换或进行必要修改，乏燃料水池将不满足冗余冷源设计，且实施难度较大；(3)试验执行窗口受限，不满足国内本试验需在装料前完成的安全监督要求。
目前，三代核电技术堆型中，还有采用“临时电加热器+循环水泵试验装置”的方案，利用循环水泵抽取乏燃料水池中的水，利用几组大功率电加热器加热后将水返回乏燃料水池循环加热池水的方式进行试验。但是，上述技术方案也存在一定的局限性：(1)临时装置需购置大功率加热器及循环水泵，装置需单独制作，费用较高；(2)试验期间需要加热近1600立方米乏池水，加热时间久，加热器耗电量大；(3)使用临时加热装置需敷设临时电缆、临时水管等，工作量大、工期长、成本高。
有鉴于此，确有必要提供一种效率高、成本低且安全可靠的核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法。
发明内容
本发明的目的在于：克服现有技术的不足，提供一种效率高、成本低且安全可靠的核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统，所述试验系统在余热排出RHR模式下，通过安全注入系统RIS的热交换器，将一回路热量传递到设备冷却水系统RRI，再由RRI系统通过燃料水池净化与冷却系统PTR的热交换器，将乏燃料水池加热。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，包括以下步骤：
1)确定RRI系统运行的最高温度和一回路的温度范围，搭建RIS系统的热交换器和PTR系统的热交换器的热力仿真模型，分析乏燃料水池的水温目标值；
2)对PTR系统的热交换器进行建模并模拟设计工况，得出最大污垢热阻系数；
3)利用最大污垢热阻系数，并根据热交换公式确定在不同试验工况下的验收准则；
4)通过标准误差函数得到温度仪表的误差；
5)通过流量表的参数计算流量表的误差。
作为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法的一种改进，所述一回路温度为60～65摄氏度。
作为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法的一种改进，所述RRI系统被逆向加热至48摄氏度。
作为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法的一种改进，所述乏燃料水池被加热至45摄氏度。
作为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法的一种改进，所述试验选用精度AA级的Pt100铂热电阻。
作为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法的一种改进，所述试验工况下，PTR系统入口温度设置为45摄氏度。
作为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法的一种改进，所述流量表的测量来自流量孔板的压差，通过流量公式转化得到流量测量误差公式。
相对于现有技术，本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法利用不同的冷源系统作为中间媒介，逐步间接传导一回路热量至乏燃料水池并将其加热，确定了试验时乏燃料水池的最低温度，保证了试验的进行，而且兼顾了一回路机组控制和媒介系统的安全；通过工况迁移分析，分析验收准则在不同试验工况下的有效转换，同时进行了试验工况下的误差分析，确定了试验所用的仪表精度要求，论证了该方案的可执行性。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法进行详细说明，其中：
图1所示为本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法的方案示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1所示，本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统在余热排出RHR模式下，通过安全注入系统RIS 20的热交换器，将一回路10热量传递到设备冷却水系统RRI30，再由RRI系统30通过燃料水池净化与冷却系统PTR 40的热交换器，将乏燃料水池50加热。
本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法包括以下步骤：
1)确定RRI系统30运行的最高温度和一回路10的温度范围，搭建RIS系统20的热交换器和PTR系统40的热交换器的热力仿真模型，分析乏燃料水池50的水温目标值；
2)对PTR系统40的热交换器进行建模并模拟设计工况，得出最大污垢热阻系数；
3)利用最大污垢热阻系数，并根据热交换公式确定在不同试验工况下的验收准则；
4)通过标准误差函数得到温度仪表的误差；
5)通过流量表的参数计算流量表的误差。
一、乏燃料水池被反向加热温度的分析
结合本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法中的各相关系统的实际情况，确定各系统在运行时可以达到的最高温度，以此来确定加热乏燃料水池50的最高温度。
1)在联调期间，RIS系统20以RHR模式进行一回路10冷却时，接入一回路10的正常温度为120℃，最高承受设计温度为180℃；
2)RRI系统30在温度超过48℃时(EPR机组RRI系统30使用的是碳钢管)，泵前的临时滤网很容易堵住。结合日常单系统的运行经验，RRI系统30最高可以在48℃的条件下稳定运行。因此，确定一回路10通过RIS系统20的热交换器将RRI系统30侧的水加热至48℃，最后48℃的设备冷却水通过PTR系统40主冷却列的热交换器将乏燃料水池50加热；
3)通过搭建RIS系统20的热交换器、PTR系统40的热交换器的热力模型进行模拟仿真，验证了48℃的设备冷却水具备将乏燃料水池50加热至45℃的能力；
4)在满足将RRI系统30逆向加热至48℃的前提下，考虑到一回路10在高温时机组控制的困难度和温度瞬态风险，将试验时一回路10温度确定为60～65℃。
因此，通过系统分析，确定了逆向方案实施时相关系统的温度参数：
试验平台：一回路10温度为60～65℃；
媒介系统温度：RRI系统30反向加热至48℃；
乏池水温目标值：乏燃料水池50被反向加热至45℃。
二、试验验收准则在不同工况下的有效转换
确定本试验方案下的试验验收准则以及误差分析，是决定本发明燃料水池热交换器性能试验方法是否可行的关键步骤。
1)验收准则的等效转换
EPR机组乏燃料水池50的设计要求如表1所示。其中，PTR系统40主冷却列要求在停堆DBC1工况下，维持乏燃料水池50在50℃以下，传输热量为11.46MW；在RRI系统30高流量DBC2-DECB事故下，要求维持乏燃料水池50在80℃以下，传输功率为6.69MW；对于PTR系统40第3冷却列则要求在95℃的工况下，传输热量为22.76MW。
对于热交换器有公式：
Q＝FKS×ΔTlm
转换得：
其中，FKS为总体传热系数(W/℃)，F为无量纲经验校正因子，K为热交换器传热系数，S为传热面积(m2)，ΔTlm为平均对数温差，且ΔTlm的表达式为：
表1热交换器设计要求
热交换器的FKS随着流体温度发生变化，但是污垢热阻系数几乎不随温度改变。只要保证最大污垢热阻系数不变，就能将设计要求迁移到试验工况。模拟热交换器的设计工况，得出允许的最大污垢热阻，进而计算在最大热阻系数时热交换器在试验低温工况下的换热能力，可以作为试验工况下的验收准则。因此，需要对热交换器建模进行分析。
使用HTRI软件对PTR系统40的热交换器进行建模，通过定义热交换器的外型参数(包括热交换器类型、管束布置、折流板参数等)和流体热力参数，对热交换器进行建模仿真，用于分析热交换器的理论换热系数。由于材料等性能参数在软件内部已经详细定义，因此不同温度下材料的传热系数都能够用于仿真计算。
表2热交换器在试验工况下的验收准则
选取PTR热交换器40的第三冷却列来分析，设计工况下PTR热交换器40的流速为147kg/s，PTR系统入口温度95℃，EVU系统流速为170kg/s，EVU系统的入口温度为45℃，模拟计算得该工况下干净的热交换器理论FKS为3.708MW/℃。在管侧热阻系数为30E-6m2K/W，壳侧热阻系数为60E-6m2K/W时，换热量为22.76MW，FKS为1.505MW/℃，换热能力恰好等于设计要求。在试验工况下，PTR系统入口温度设置为45℃，安全壳热量导出系统EVU温度的设置根据实际运行情况确定。
为了演示工况迁移的计算方法，将该最大污垢热阻系数作为基本参数，模拟乏燃料水池50仅为50℃的试验工况。将PTR系统40的入口温度设置为50℃，EVU系统的入口温度设置为31℃，计算得出换热量为8.370MW，FKS数值为1.239MW/℃。传热系数FKS可作为在试验工况下(PTR系统40的入口温度50℃，EVU系统入口温度31℃)的验收准则。同理可以推算出不同试验工况下的验收准则，如表2所示。
三、试验期间仪表不确定度的计算
对于热交换器的换热能力,有如下定义和计算:
其中：
K为总体传热系数，单位W/m2*K；
S为传热表面积，单位m2；
ΔTlm为对数平均温度，单位℃；
F为无量纲经验修正因子，如果热交换器两侧流体不是完全逆向流动，则需要修正。
根据上文热交换器换热率公式可知，热交换器的不确定度计算涉及到温度仪表和流量仪表。通过不确定度函数计算公式可分别计算出仪表误差：
1)试验使用的都是Pt100铂热电阻,对于不同等级的铂热电阻，有标准误差函数：
Class AA dT＝±(0.10℃+0.0017×|T|)
Class A dT＝±(0.15℃+0.002×|T|)
选用精度为AA级的温度仪表，时使用高精度记录仪(keithley2701的记录精度可以达到0.1℃),最终就地仪表的误差如表3所示：
表3最终就地仪表误差
2)流量表的测量来自流量孔板的压差，公式为:
其中：
QM为测得的流量；
k为流量系数；
A为常数；
d为孔板直径；
Δp为孔板上下游差压；
ρ为流体密度。
经过转换，得到以下公式：
其中：
εQ为流量测量误差,单位m3/h；
QM为测量的流量，单位m3/h；
εk为流量系数误差，单位％；
εS为Δp差压表误差，单位％；
QMAX为最大物理量程。
以上的计算用参数,都可以从流量表的参数表查阅得出。可以计算出流量表的误差如表4所示。
结合以上对本发明实施方式的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法利用不同的冷源系统作为中间媒介，逐步间接传导一回路10热量至乏燃料水池并将其加热，确定了试验时乏燃料水池50的最低温度，保证了试验的进行，而且兼顾了一回路10机组控制和媒介系统的安全；通过工况迁移分析，分析验收准则在不同试验工况下的有效转换，同时进行了试验工况下的误差分析，确定了试验所用的仪表精度要求，论证了方案的可执行性。
表4 流量表误差
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (8)

1.一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统，其特征在于，所述试验系统在余热排出RHR模式下，通过安全注入系统RIS的热交换器，将一回路热量传递到设备冷却水系统RRI，再由RRI系统通过燃料水池净化与冷却系统PTR的热交换器，将乏燃料水池加热。
2.一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)确定RRI系统运行的最高温度和一回路的温度范围，搭建RIS系统的热交换器和PTR系统的热交换器的热力仿真模型，分析乏燃料水池的水温目标值；
2)对PTR系统的热交换器进行建模并模拟设计工况，得出最大污垢热阻系数；
3)利用最大污垢热阻系数，并根据热交换公式确定在不同试验工况下的验收准则；
4)通过标准误差函数得到温度仪表的误差；
5)通过流量表的参数计算流量表的误差。
3.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，所述一回路温度为60～65摄氏度。
4.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，所述RRI系统被逆向加热至48摄氏度。
5.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，所述乏燃料水池被加热至45摄氏度。
6.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，所述试验选用精度AA级的Pt100铂热电阻。
7.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，所述试验工况下，PTR系统入口温度设置为45摄氏度。
8.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，其特征在于，所述流量表的测量来自流量孔板的压差，通过流量公式转化得到流量测量误差公式。
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