船用主泵卡軸特性實驗與應用

李偉通，于 雷，李 攀，謝明亮,3，張連紅

(1.海軍工程大學 核科學技術學院， 武漢 430033； 2.中國人民解放軍92609部隊， 北京 100077；3.中核核電運行技術股份有限公司， 武漢 430223； 4.中國人民解放軍92730部隊， 海南 三亞 572016)

主泵是保障核動力裝置安全的重要設備之一，被譽為反應堆的“心臟”。正常運行工況下，主泵通過強迫循環(huán)為反應堆輸送足夠的冷卻劑，確保堆芯熱量及時導出；全廠斷電事故等特殊工況下，主泵成為阻力件，阻力可占一回路總阻力的60%以上[1]，其特性會影響事故的進程。因此，獲得準確的主泵特性對于反應堆的事故分析和安全評價具有重要意義。目前公開發(fā)表的文獻中，國內(nèi)外學者對主泵啟動、惰轉等特性進行了較多研究，且研究主要集中在核電廠主泵領域。Farhadi等[2-3]建立了主泵數(shù)學模型，較好地預測了池式反應堆主泵的啟動、惰轉特性；Alatrash等[4]依據(jù)實驗提出了分析模型，對主泵的惰轉能力及影響因素進行了研究；Kim等[5]針對一體化壓水堆，使用CFD方法預測了主泵特性曲線；Xie等[6]利用RELAP5程序分析了聚變-裂變混合反應堆的主泵卡軸事故。總體而言，針對特定主泵的研究及應用還存在一些問題。由于廠家設計時未充分考慮主泵在事故工況下的特性，一般只提供泵正常運行的數(shù)據(jù)，沒有泵卡軸等特殊工況的數(shù)據(jù)。有些文獻采用類似泵的數(shù)據(jù)進行替代，得到結果并不準確[7]；有些文獻采用擬合、反推等數(shù)學方法對主泵特性進行預測，結果也未能進行有效驗證[8]。而且，船用主泵的運行工況相較核電廠主泵更為復雜，可能涉及到強迫循環(huán)、自然循環(huán)、高低速切換、事故等多種工況，但是針對船用主泵特性的研究較少[9]。因此，船用主泵的特殊數(shù)據(jù)較難獲取，也難以進行借鑒。此外，文獻[6]的研究也表明，主泵事故作為反應堆系統(tǒng)級事件，事故后果可能產(chǎn)生較大經(jīng)濟損失和安全風險，事故進程難以通過實際反應堆或整體性實驗(IET)臺架進行評估。

由于單臺主泵卡軸事故會造成堆芯流量大幅減少，如果反應堆處于功率運行狀態(tài)，可能會引起冷卻劑迅速升溫并誘發(fā)DNB(偏離泡核沸騰)現(xiàn)象。為研究主泵卡軸事故對船用反應堆運行安全的影響，對船用核動力裝置的設計和安全分析提供支持，本文設計了船用主泵獨立性實驗(SET)臺架，在獲取主泵卡軸特性的基礎上，建立了某型船用反應堆系統(tǒng)的仿真模型，通過對主泵卡軸事故的模擬與分析，檢驗了船用反應堆的設計。

1 卡軸特性實驗

主泵特性實驗臺架是為船用主泵設立的獨立性臺架，可對主泵正向旋轉運行、反轉旋轉運行、高低泵速運行、卡軸等多種特性進行測試，對主泵的主要設計參數(shù)進行校驗，從而為數(shù)值模擬提供可靠的實驗數(shù)據(jù)。

實驗臺架的示意簡圖如圖1，主要包括輔助泵1和2、水箱、被測試主泵、調(diào)節(jié)閥、儀控設備等。儀控設備包括文丘里流量計(F)、壓差變送器(DP)、壓力變送器(P)、熱電偶(T)等。根據(jù)主泵不同的運行工況，對實驗段流量范圍進行預估。模擬主泵運行時，被測試主泵的葉輪由變壓變頻-可反轉控制器控制，使主泵葉輪可以分別以正向、反向進行高速或低速旋轉，輔助泵2提供從主泵入口到出口的流量；模擬主泵卡軸時，固定主泵泵軸使葉輪不轉動，輔助泵2單獨運行時可模擬主泵卡軸、流體正向流動工況，輔助泵1單獨運行時可模擬主泵卡軸、流體反向流動工況。

圖1 主泵特性實驗回路簡圖

測量的實驗段流量、壓差等參數(shù)由數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)進行采集和轉換。由于實驗涉及不同流量、不同泵速等眾多工況點，數(shù)據(jù)采集時，每個工況點均采集5分鐘并在每組工況完成后進行重復性實驗，以保證數(shù)據(jù)不受外界環(huán)境等因素的干擾；數(shù)據(jù)處理時，根據(jù)實驗不確定度分析確定閾值區(qū)間，剔除無效的數(shù)據(jù)后獲得所需參數(shù)的平均值。

需要重點說明的是，主泵卡軸時的阻力特性直接影響反應堆系統(tǒng)環(huán)路中冷卻劑的流動特性，進而可能影響反應堆堆芯的冷卻，相應的正向流動、反向流動阻力系數(shù)K可由下式進行計算：

(1)

式中:A為泵出口管道流通面積(m2)；Q為體積流量(m3/s)；ΔP為主泵兩端壓差(Pa)。

實驗測得的流動阻力系數(shù)曲線如圖2所示。其中極低流量下阻力數(shù)據(jù)出現(xiàn)了較大的不確定性，可能是由于測量儀表精度引起的，研究表明低流量下阻力系數(shù)與雷諾數(shù)相關，需要單獨進行研究[10-11]。但是整體而言，較高流量下得到的阻力系數(shù)趨于穩(wěn)定，且反向流動系數(shù)大于正向流動系數(shù)，數(shù)值模擬時采用高流量下阻力系數(shù)平均值。

圖2 卡軸時主泵正反向流動阻力系數(shù)曲線

2 數(shù)值模擬方法

使用熱工水力程序RELAP5進行分析，建立模型時需要系統(tǒng)中各個部件較為詳實的設計或實驗數(shù)據(jù)。

一方面，基于該程序建立了主泵仿真模型，主要包括全特性曲線和轉速計算模型[12]。其中全特性曲線由主泵主要的無量綱化參數(shù)進行表示，即轉速比α、流量比v和揚程比h，主泵卡軸時全特性曲線滿足α/v=0，阻力系數(shù)的大小可表示為：

(2)

式中:HVN/HVD/HVT/HVR為滿足α/v=0時全特性曲線對應的無量綱揚程坐標(h/v2)；HR為額定揚程損失(m)；QR為額定體積流量(m3/s)。

主泵的轉速方程為：

(3)

式中:I為主泵的轉動慣量(kg·m2)；ω為轉速(rad/s)；MEJ為主泵的電磁力矩；M為主泵的水力力矩；Mfr為主泵的摩擦力矩(N·m)。

主泵卡軸為轉速變化的特殊工況，與斷電事故不同，卡軸時無惰轉時間，泵轉速直接變?yōu)?。

另一方面，由于核電廠系統(tǒng)一般采用雙環(huán)路、環(huán)路并聯(lián)主泵運行設計，而本文研究的船用堆系統(tǒng)采用多環(huán)路、環(huán)路單泵運行設計，為了對卡軸事故進程進行模擬，需要根據(jù)其結構特點建立反應堆系統(tǒng)分析模型，模型的控制體節(jié)點劃分如圖3所示。

圖3 核反應堆系統(tǒng)控制體節(jié)點劃分簡圖

反應堆系統(tǒng)分析模型主要包括反應堆及一回路系統(tǒng)模型、二回路系統(tǒng)模型。反應堆及一回路的堆芯采用內(nèi)熱源形式進行模擬，控制體V100-V120模擬反應堆壓力容器的主要流道，控制體V600-V601模擬穩(wěn)壓器及波動管，控制體V201-V207模擬環(huán)路及蒸汽發(fā)生器一次側主要管道(僅以1#環(huán)路為例)，主泵則由主泵仿真模型進行模擬。二回路蒸汽發(fā)生器二次側主要流道及汽水分離器由控制體V302-V310進行模擬，給水和耗氣設備則以壓力和流量邊界形式進行模擬。

通過建立分析模型，既可以針對環(huán)路主泵特性單獨進行分析，也可以研究整個反應堆系統(tǒng)在正常運行、泵速切換、發(fā)生事故等特定工況下的運行特性。

3 仿真模型驗證

依據(jù)建立的RELAP5仿真模型，首先對主泵穩(wěn)態(tài)運行及卡軸工況進行了模擬，進而對反應堆系統(tǒng)滿功率運行工況進行了計算，并與相應的試驗值或設計值進行對比，以驗證仿真模型的適用性。

發(fā)生卡軸事故時，主泵將經(jīng)歷穩(wěn)態(tài)運行狀態(tài)、正向流動卡軸狀態(tài)和反向流動卡軸狀態(tài)，因此需要對其運行工況進行驗證。

核電廠反應堆一般滿功率運行，主泵單一轉速運行；而船用核動力裝置可能在不同功率下運行，主泵穩(wěn)態(tài)運行工況包括高速、低速工況。利用建立的仿真模型分別對主泵高速、低速穩(wěn)態(tài)運行工況進行計算，校核參數(shù)為不同流量下對應的揚程，并與試驗值進行對比，如圖4所示(為方便對比，數(shù)據(jù)按照初始試驗值進行歸一化處理)。結果表明，仿真值與試驗值吻合程度較高，說明仿真模型能正確反映主泵的穩(wěn)態(tài)運行工況。

圖4 主泵穩(wěn)態(tài)運行工況曲線

文獻[13]通過CFD方法，以流量邊界方法對卡軸時不同流量所對應的壓降特性進行了預測，但這種方法需要深入剖析泵的結構并三維建模，過程相對復雜，更適用于分析不同結構的影響。對于本文中確定的主泵結構，則利用RELAP5程序設置流量和壓力邊界，對卡軸工況進行了驗證。通過改變主泵進口或出口流量，分別模擬主泵正、反向流動卡軸工況，并與試驗值進行對比，如圖5所示(數(shù)據(jù)按照初始試驗值歸一化處理)。此時主泵作為阻力設備而非驅動設備，揚程代表進出口的壓差。從圖中可以看出，雖然正向流動的中流量區(qū)域出現(xiàn)了較大的誤差(10%)，但是整體而言，仿真曲線與試驗值曲線契合的整體程度較高，說明仿真模型能正確地反映主泵的卡軸特性。

圖5 主泵卡軸工況曲線

反應堆系統(tǒng)滿功率運行工況作為事故模擬的前提工況，其計算誤差對后續(xù)的模擬影響很大。為進一步驗證仿真模型，利用仿真模型對反應堆滿功率、主泵高速運行工況進行計算，得到了反應堆核功率、堆芯進出口溫度、穩(wěn)壓器壓力、一回路流量、二回路蒸汽壓力和流量等參數(shù)，并與設計參數(shù)進行了對比，得到的最大誤差小于5%。計算結果說明仿真模型能正確地反映反應堆的滿功率運行工況，為進行主泵卡軸事故的分析提供了基礎。

4 單臺主泵卡軸事故分析

4.1 事故模擬

在仿真模型建立與驗證的基礎上，對船用反應堆單臺主泵卡軸事故進行了模擬。計算基本假設如下：1) 假設反應堆初始條件處在最不利的狀態(tài)，即滿功率運行條件。2) 0時刻，1#環(huán)路主泵轉軸瞬間卡死。3) 引入反應性模擬功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)動作。由主泵轉速信號觸發(fā)控制棒反插，由于主泵轉軸瞬間卡死，控制棒信號在事故開始即發(fā)出。反應堆核功率下降至預設功率時停止反插。

通過計算，可獲得發(fā)生事故后反應堆系統(tǒng)主要參數(shù)的變化規(guī)律，如堆芯流量、核功率、穩(wěn)壓器壓力、一回路平均溫度等，其曲線如圖6所示。參數(shù)的響應特性表明：單臺卡軸事故會導致堆芯的總流量大幅下降，冷卻劑流動能力下降進而導致載熱能力下降，對堆芯冷卻造成不利影響。但是船用核動力裝置采用了多環(huán)路設計，冷卻劑流量不至于全部喪失，在功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)的作用下，反應堆功率下降，一回路平均溫度相應也有所下降，反應堆系統(tǒng)可以在新的功率水平下繼續(xù)運行。

圖6 卡軸事故時主要參數(shù)的響應曲線

4.2 不同泵特性的比較

為進一步說明卡軸特性對事故進程的影響，模擬事故時采用其他3種主泵數(shù)據(jù)進行比較，其中，模擬泵1采用與船用主泵反向卡軸特性一致的數(shù)據(jù)，模擬泵2采用與船用主泵正向卡軸特性一致的數(shù)據(jù)，LOFT(失流實驗裝置)主泵卡軸特性采用文獻[14]的數(shù)據(jù)，與船用主泵正、反向卡軸特性均不一致。對發(fā)生卡軸事故發(fā)生后事故環(huán)路的流量進行監(jiān)測，如圖7所示。從圖中可以看出，主泵正向流動卡軸特性主要影響流量下降的速率，反向流動卡軸特性影響事故環(huán)路流量終值，從而都會對事故進程產(chǎn)生影響。計算結果也證明了主泵卡軸實驗的必要性，說明借助其他泵的數(shù)據(jù)進行事故模擬并不準確。

圖7 不同主泵條件下事故環(huán)路流量曲線

4.3 主泵初始運行速率的影響

船用反應堆處于低功率運行時，主泵可能處于高速或低速運行狀態(tài)。為了探究主泵初始運行速率對事故的影響，分別模擬了反應堆低功率條件下主泵高、低速運行時發(fā)生的卡軸事故，并與滿功率條件下的事故進行對比，如圖8所示。從圖中可以看出，主泵初始運行速率影響反應堆失流速率和倒流量終值，即在主泵高速運行狀態(tài)下發(fā)生卡軸事故，環(huán)路流量下降更快，最終事故環(huán)路的倒流流量更大；流量變化特性與反應堆功率水平無關。這種變化特性是船用主泵所特有的。

圖8 主泵運行速率的影響曲線

5 結論

本文利用獨立性實驗臺架得到了船用主泵卡軸特性參數(shù)的可靠數(shù)據(jù)，可為主泵及反應堆系統(tǒng)的數(shù)值模擬提供支持；建立的仿真模型既可以單獨對環(huán)路中主泵的運行工況進行模擬，也可以用于研究船用反應堆系統(tǒng)正常運行、事故等工況下的整體運行特性。對單臺主泵卡軸事故的計算表明，事故對堆芯冷卻造成不利影響，但船用反應堆多環(huán)路的設計下風險可控，反應堆可降功率運行。主泵正反向卡軸特性、主泵運行速率等因素對事故進程影響的分析結果可為船用反應堆的安全評價提供技術支撐。