压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究_朱梦馨.pdf

文章编号：0258-0926(2023)02-0084-07;DOI:10.13832/j.jnpe.2023.02.0084压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究朱梦馨1，殷松涛2，王海军1*，王宁宁11.西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室，西安，710049；2.比亚迪股份有限公司，广东深圳，518118摘要：为探究压水堆核电厂小破口失水事故中管道小破口蒸汽临界流泄漏特性，开展了管道小破口泄漏实验，以探索饱和/过热蒸汽临界流泄漏特性。基于压力管道疲劳贯穿裂纹（微通道），开展了流体压力312 MPa、流体温度 240320 范围内的蒸汽临界流泄漏实验。实验结果表明，蒸汽临界质量流速与初始流体压力呈正相关关系，与初始流体过热度呈负相关关系。与过冷水临界流泄漏相比，蒸汽临界质量流速受入口压力损失、摩擦效应与加速效应的影响相对较弱。利用一维等熵模型预测了蒸汽临界质量流速，预测值与实验值平均相对偏差为 14.17%，表明一维等熵模型具有良好的蒸汽临界质量流速预测精度。关键词：失水事故；蒸汽泄漏；两相临界流；疲劳裂纹中图分类号：TL334文献标志码：AExperimental Study on Steam Critical Flow Leakage from aSmall Break in Pipeline of Pressurized Water ReactorZhu Mengxin1,Yin Songtao2,Wang Haijun1*,Wang Ningning11.State Key Laboratory of Multiphase Flow in Power Engineering,Xian Jiaotong University,Xian,710049,China;2.BYD Company Limited,Shenzhen,Guangdong,518118,ChinaAbstract:In order to explore the characteristics of steam critical flow leakage from a smallbreak in pipeline during the loss of coolant accident of pressurized water reactor(PWR)nuclearpower plant,small-break leakage experiments of pipelines are carried out in this paper to explore thecharacteristics of saturated/superheated steam critical flow leakage.Based on pressure pipelinefatigue through crack (microchannel),the steam critical flow leakage experiment is carried outwithin the fluid pressure range of 312 MPa and the fluid temperature range of 240320.Theexperimental results show that the critical mass flow rate of steam is positively correlated with theinitial fluid pressure and negatively correlated with the initial fluid superheat degree.Compared withthe critical flow leakage of supercooled water,the critical mass flow rate of steam is less affected byinlet pressure loss,friction effect and acceleration effect.The one-dimensional isentropic model isused to predict the critical mass flow rate of steam.The mean relative deviation between thepredicted value and the experimental value is 14.17%,which indicates that the one-dimensionalisentropic model can accurately predict the critical mass flow rate of steam.Key words:Loss of coolant accident,Steam leakage,Two-phase critical flow,Fatigue crack 0 引言核电厂压力管道/容器在热负荷或应力负荷作用下可能会出现裂纹，裂纹进一步扩展会形成贯穿裂纹，引起压力管道/容器内的工质泄漏1。破前漏（LBB）评估是一种结合断裂力学与热工水力方法的管道安全技术，其技术核心是通过给 收稿日期：2022-04-21；修回日期：2022-06-28作者简介：朱梦馨（1998），女，硕士研究生，现主要从事热工水力研究，Email:*通讯作者：王海军，E-mail: 第 44 卷第 2 期核 动 力 工 程Vol.44 No.22 0 2 3 年 4 月Nuclear Power EngineeringApr.2023定几何尺寸与裂纹形貌的微通道对流体泄漏质量流量进行预测。由于裂纹形貌复杂，微通道尺寸狭窄，工质泄漏过程中的流动特性与传统通道存在很大不同2。高温高压工质经裂纹微通道向低压环境侧排放，在管道内外巨大的压差驱动下，整个过程呈现出临界状态下的流动特性3-5。过冷水的气液两相临界流得到了广泛的研究，Ghosh6对初始过冷水通过管道周向裂纹的临界闪蒸流动进行了实验研究，Revankar7实验研究了过冷水在不同过冷度与裂纹几何形状下的流动，Zhang8实验研究了管道轴向和周向裂纹的过冷水临界流过程，然而蒸汽临界流泄漏研究未得到广泛关注。近年来 Yang9等人进行蒸汽研究，开展了不同裂纹形貌的临界流动实验，但是均为高过热度蒸汽（过热度为 3 KTsup90 K），未关注湿蒸汽临界流泄漏过程。在发生小破口泄漏事故后，临界流决定冷却剂丧失的速度，冷却剂实际泄漏质量流量的研究是小破口事故分析的关键，蒸汽临界质量流速也成为重点关注问题。因此，开展破口处蒸汽临界流流动作用下的泄漏特性研究具有重要意义。本文开展了高压管道小破口蒸汽泄漏实验，通过疲劳拉伸方法制备了含疲劳贯穿裂纹的高压管道，对不同裂纹实验件进行了探究；开展了不同裂纹实验件下饱和/过热蒸汽临界流泄漏实验；探究了不同入口参数（初始流体压力与初始流体过热度）对临界流泄漏的影响，并关注了湿蒸汽与过热蒸汽临界流泄漏过程的特性。1 实验装置 1.1 实验系统蒸汽泄漏实验在动力工程多相流国家重点实验室的高温高压汽水两相实验台上开展，实验装置如图 1 所示。水箱中的去离子水经高压柱塞泵增压后分成两路：一路通过旁路返回水箱，通过调节旁路流量与压力，对实验主管路进行调节；另一路通过回热段后进入预热段，使过冷水转变为满足实验参数要求的过热蒸汽，进入到实验段。预热段的加热方式为电加热。整个实验回路的管道由 1Gr18Ni9Ti 不锈钢管制成。为进行有效保温、防止工质温度下降，所有管段均采用玻璃纤维材料的保温棉。实验段如图 2 所示，其中包括关键部件、温度探头和压力探头。当加压蒸汽被加热至所需温度时，电动阀打开。通过电动阀排出管道中的过热蒸汽来填充实验段。泄漏实验前，打开排气阀，排出被实验件和管道冷却的蒸汽，直到实验件由过热蒸汽加热至所需温度，然后关闭排气阀和电动阀，使蒸汽从实验件的裂纹处释放。由于泄漏实验中的裂纹张开位移（COD）很小，为防止裂纹被工质中可能存在的大颗粒堵塞，采用过滤器 图 1 实验装置图Fig.1 Experimental Apparatus Diagram朱梦馨等：压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究85 进行过滤。实验过程中利用智能数据采集装置（EIC-02U）对流体压力、温度和壁温进行记录。1.2 实验件实验件由裂纹管和焊接的两个不锈钢椭圆形封头组成，如图3 所示。外径160 mm 和壁厚10 mm的 304 不锈钢管含有自然疲劳贯穿裂纹。实验件长 30 mm，能够有效地实现对蒸汽的保温。实验件的管内 COD 为 0.100.16 mm，裂纹宽度为10.3717.25 mm。1.3 实验参数范围实验采用的三组实验件编号及尺寸如表 1 所示。实验过程在初始流体压力 p 为 312 MPa，温度为对应压力下的饱和温度或具有低过热度的工况下进行。另外，对实验件 1 分别进行近饱和蒸汽（过热度为 0 KTsup2 K）和过热蒸汽（过热度为 8 KTsup8 MPa 时，临界质量流速曲线斜率减小，曲线趋势由线性向非线性过渡。上述现象来源于不断提高的压力损失（入口损失，摩擦效应与加速效应），在快速减压过程中，过冷水会沸腾形成气液两相流，气液两相流的密度远大于蒸汽临界流中流体（单相或气液两相）的密度，因此，过冷水临界流泄漏中压力损失远大于蒸汽临界流。初始流体压力的提高引起的压力损失快速增长对蒸汽临界流泄漏过程（临界质量流速）的削弱效应较弱。3.2 过热度对临界质量流速的影响图 6 描述了蒸汽临界流泄漏过程中临界质量流速与近饱和蒸汽/过热蒸汽初始压力的关系。在蒸汽临界流实验中，近饱和蒸汽过热度为 0 KTsup2 K，过热蒸汽过热度为 8 KTsup2 m/s），开展蒸汽泄漏实验时实验段部件温度与蒸汽温度相近。因此可以假设蒸汽在泄漏实验段内与实验段壁面换热可以忽略，在蒸汽泄漏实验段中蒸汽处于能量守恒。基于以上结论，可以利用实验件入口处与实验件内部裂纹微通道入口处蒸汽状态推测裂纹微通道入口处近饱和蒸汽的干度（即气相质量分数）。图 7 描述了实验件 13 中初始湿蒸汽（过热度为 0 KTsup3.1 MPa 时，饱和蒸汽焓与蒸汽压力呈负相关性14，湿蒸汽的干度对压力波动更敏感。基于出口质量流速的计算式（10），出口质量流速同流体流速与密度密切相关。不同过热度的蒸汽在等压情况下流速近似相等，而在高过热度时蒸汽冷凝过程被削弱。在高过热度时，通过裂纹微通道泄漏的工质是蒸汽，湿蒸汽没有额外的能量输入维持饱和蒸汽状态，饱和蒸汽会冷凝形成气液混合物，气液两相的密度大于单相气体的密度，从而导致出口的蒸汽临界质量流速增加。上述过程导致了图 6 近饱和蒸汽的临界质量流速高于过热蒸汽。图 7 压力对干度的影响Fig.7 Influence of Pressure on Mass Quality 3.3 一维模型对比结果利用第 2 章的一维等熵模型预测了 3 个实验件的蒸汽临界质量流速，模型预测值与实验值比较如图 8 所示。图 8 模型预测值与实验值比较Fig.8 Comparison of the Predicted Value of the Model andthe Experimental Value 在本文开展的饱和/过热蒸汽热力学参数范围（流体压力312 MPa，流体温度240320）下，一维等熵模型可以较好地预测裂纹微通道蒸汽临界流泄漏质量流速，平均相对偏差计算结果为 14.17%。一维等熵模型仅关注蒸汽临界流质量流速，忽略了对蒸汽临界流流动中蒸汽冷凝的考虑，表明蒸汽临界流流动与蒸汽冷凝相关性较弱；同时一维等熵模型也忽略了压力损失（摩擦压降与入口压降），表明蒸汽临界流流动对摩擦效应与入口效应不敏感，也印证了 3.1 节中的结论。4 结论本文探索了小破口蒸汽临界流泄漏特性，基于 3 个疲劳裂纹实验件开展了饱和/过热蒸汽的临界流泄漏实验，在较宽泛的蒸汽热力学参数（压力与温度）范围内，获得了大量的蒸汽临界流泄漏实验数据。主要结论如下：（1）开展了流体压力 312 MPa，流体温度240320 的蒸汽临界流泄漏实验，给出了蒸汽临界流泄漏过程中的质量流量与临界质量流速。（2）分析了压力与过热度的影响机制，蒸汽的临界质量流速与初始流体压力呈正相关关系，表明压力损失对蒸汽临界流泄漏过程的削弱较弱；临界质量流速与初始流体过热度呈负相关关系，表明了蒸汽状态对临界质量流速的影响。（3）采用一维等熵模型计算的临界质量流速与实验值的平均相对偏差为 14.17%，表明蒸汽临界流流动与蒸汽冷凝相关性较弱，且对压力损失不敏感。参考文献：ZHANG J,CHEN R H,WANG M J,et al.A codedevelopment for leak before break(LBB)leakage fromsupercritical to subcritical conditionsJ.Progress inNuclear Energy,2018,103:217-228.1王俊峰，汪杨乐，周源，等.超临界二氧化碳细管喷放临界流特性研究J.核动力工程，2021,42(2):35-38.2FAN X,WANG Y L,ZHOU Y,et al.Experimentalstudy of supercritical CO2 leakage behavior frompressurized vesselsJ.Energy,2018,150:342-350.3金远，蒋孝蔚，邓坚，等.小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究J.核动力工程，2020,41(2):189-192.4朱梦馨等：压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究89 殷松涛，王宁宁，王海军，等.压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究J.核动力工程，2021,42(3):32-36.5GHOSH S,MUKHOPADHYAY D,SAHA S K.Anexperimental analysis of subcooled leakage flow throughslits from high pressure high temperature pipelinesJ.International Journal of Pressure Vessels and Piping,2011,88(8-9):281-289.6REVANKAR S T,WOLF B,RIZNIC J R.Flashing flowof subcooled liquid through small cracksJ.ProcediaEngineering,2013,56:454-461.7ZHANG J,YU H,WANG M J,et al.Experimental studyon the flow and thermal characteristics of two-phaseleakage through micro crackJ.Applied ThermalEngineering,2019,156:145-155.8YANG Z D,BI Q C,ZHU G,et al.Leak rates of highpressure steam water across simulation crackJ.Experimental Thermal and Fluid Science,2014,59:118-126.9MOFAT R J.Describing the uncertainties inexperimental resultsJ.Experimental Thermal and FluidScience,1988,1(1):3-17.10ABDOLLAHIAN D,CHEXAL B.Calculation of leakrates through cracks in pipes and tubes:EPRI-NP-3395R.Campbell:Levy(S.),Inc.,1983.11YIN S T,WENG Y,SONG Z C,et al.Mass 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