羅 誠，王少明，郝建立

(海軍工程大學，武漢430033)

主冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率是指當船用核動力裝置二回路負荷改變時，通過連續(xù)改變主冷卻劑流量，調(diào)節(jié)反應堆功率。這種功率調(diào)節(jié)方式可以有效減少對控制棒的依賴，防止控制棒事故的發(fā)生，提高船用核動力裝置運行的安全性。還可以有效降低主冷卻劑泵的電磁噪聲、機械噪聲與空氣動力噪聲，具有良好的軍事、經(jīng)濟效益。通過采用主冷卻劑泵變頻調(diào)速技術［1］可以實現(xiàn)冷卻劑流量的連續(xù)變化，在國內(nèi)外，變頻調(diào)速技術已得到廣泛應用，并且具有調(diào)速范圍廣，精度高，運行可靠等優(yōu)點［2］。本文采用核動力裝置模擬器程序，建立主泵連續(xù)調(diào)速模型，實現(xiàn)主冷卻劑流量的連續(xù)變化。并分別對主冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率方案和控制棒調(diào)節(jié)反應堆功率方案下，核反應堆的熱工水力瞬態(tài)過程進行對比研究，驗證主冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率的可行性。

1 仿真軟件與主泵模型

1.1 仿真軟件

計算研究采用的軟件工具是核動力裝置模擬器程序，可以用來模擬仿真輕水堆發(fā)生假想瞬變過程各系統(tǒng)和設備的熱工水力特性。

1.2 仿真系統(tǒng)

對一個核動力裝置進行熱工水力瞬態(tài)分析，需要將核動力裝置劃分為若干個控制體，對每個控制體求解質(zhì)量守恒和能量守恒方程。軟件采用模塊化的建模思想，將核反應堆、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、主冷卻劑泵等設備和流體網(wǎng)絡劃分為控制體和流線，用來描述冷卻劑系統(tǒng)不同部位和空間的形狀及物理狀態(tài)。

控制體劃分是將所要描述的系統(tǒng)在空間上進行離散化處理，控制體的劃分方式依賴于實際裝置的幾何形狀和計算分析的要求精度，劃分數(shù)量在計算量和精度之間進行折中。

用來表示控制體之間連接關系的管線即為流線。流線上沒有體積的概念，它將體積歸并于連接的控制體中，因此對每條流線只需要求解動量守恒方程，進而求解流體的流速與流量。根據(jù)上述劃分原則和一回路主冷卻劑系統(tǒng)結構，同時考慮仿真的要求，將反應堆及主冷卻劑系統(tǒng)劃分為如圖1所示的控制體［3］。

圖1 主冷卻劑系統(tǒng)節(jié)點劃分

1.3 主泵模型

在主冷卻劑泵建模時采用典型離心泵的計算模型。根據(jù)離心泵的理論研究，出口壓差Δp和流量(轉(zhuǎn)速)、揚程以及流體密度有關［4-5］。

式中:n1，n2——額定轉(zhuǎn)速與實際轉(zhuǎn)速;

ρ——流體密度;

H(y)——揚程。

根據(jù)泵的動力學方程［4］求解泵的轉(zhuǎn)速方程，泵的動力學方程為

式中:Jp——泵的轉(zhuǎn)動慣量;

Tri——泵的電磁轉(zhuǎn)矩;

Thi——泵葉輪的水力轉(zhuǎn)矩;

Tfi——泵軸承摩擦和風阻轉(zhuǎn)矩。

通過差分變換可得到泵的轉(zhuǎn)速模型:

通過設定頻率f的變化方式就能得到不同的轉(zhuǎn)速和流量變化規(guī)律。模型中任意設置主泵轉(zhuǎn)速隨時間的變化關系，圖2給出了主冷卻劑流量的變化曲線。由圖2可知，主冷卻劑流量與時間成正比關系，驗證了主泵模型建立的準確性。

圖2 冷卻劑流量

2 仿真分析

為了驗證主冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率的可行性。以某船用核動力裝置一回路冷卻劑系統(tǒng)為研究對象，選取反應堆二回路快速升負荷20%為例，分別對控制棒調(diào)節(jié)功率方案和冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率方案下，反應堆熱工水力瞬態(tài)參數(shù)過程進行計算分析。

在功率變化過程中，控制棒棒位不變，主泵采用連續(xù)調(diào)速方案實現(xiàn)主冷卻劑流量連續(xù)變化，蒸汽發(fā)生器水位與穩(wěn)壓器壓力均采用自動控制。

對于控制棒調(diào)節(jié)功率方案，控制棒采用自動控制方式。

圖2～6為反應堆功率主要熱工參數(shù)的動態(tài)響應曲線。冷卻劑流量、反應堆功率、蒸汽壓力、穩(wěn)壓器壓力表示為與額定工況下對應參數(shù)的比值，冷卻劑溫度表示為與額定工況下平均溫度的比值。

由于主泵轉(zhuǎn)速增加(見圖2)，流經(jīng)堆芯的冷卻劑流量增加，引入正反應性，反應堆功率上升。由圖3可知，反應堆功率能夠很快跟蹤上負荷變化，在150 s左右穩(wěn)定跟隨，負荷跟蹤能力較好。與控制棒方案相比，在主冷卻劑流量連續(xù)變化方案下，反應堆功率變化波動時間減小，變化平緩。

圖3 反應堆核功率

當流經(jīng)堆芯的冷卻劑流量增加時(見圖4)，反應堆冷卻劑平均溫度降低，由于溫度的負反饋效應，引入正反應性，反應堆功率上升。穩(wěn)壓器壓力在波動過程中最低點達到了0.93pc0(額定值)，即使與該壓力對應的飽和溫度相比，冷卻劑出口溫度也有46℃的欠飽和度，冷卻劑有足夠的裕量確保不會發(fā)生汽化［6］。

圖4 冷卻劑溫度

受反應堆主冷卻劑流量變化的影響，穩(wěn)壓器壓力也發(fā)生了變化。如圖5所示，穩(wěn)壓器壓力最低點達到0.93pc0(額定值)，已經(jīng)觸發(fā)低壓報警，但在壓力控制系統(tǒng)的調(diào)解下，逐漸恢復到正常運行壓力［6］。

二回路負荷的增加使得蒸汽發(fā)生器蒸汽需求量隨之增加，此時反應堆蒸汽發(fā)生器壓力減小。由圖6可知，在主冷卻劑流量連續(xù)變化方案下，蒸汽發(fā)生器壓力波動范圍和時間減小，提高了船用核動力裝置的安全性。

圖5 穩(wěn)壓器壓力

圖6 蒸汽發(fā)生器壓力

3 結論

1)在低功率運行工況下，通過連續(xù)改變主冷卻劑流量調(diào)節(jié)反應堆功率能夠滿足核反應堆的安全性和機動性的要求。

2)與控制棒方案相比，主冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率可提高核動力裝置的安全性。

主冷卻劑流量連續(xù)變化是一種理想的功率調(diào)節(jié)方案，對于改善船用核反應堆裝置的安全性能和機動性能具有重要意義。但需要深入研究的問題還很多，如冷卻劑流量連續(xù)變化調(diào)節(jié)反應堆功率控制方案的確定，船用變頻器的研究等。

［1］張龍飛，張大發(fā)，王少明.主冷卻劑泵變頻調(diào)速方案可行性研究［J］.船海工程，2005(5):42-44.

［2］彭敏俊，滕 兵，張志華.船用壓水堆核動力裝置雙恒定運行方案下的冷卻劑流量調(diào)節(jié)方案［J］.哈爾濱工程大學學報，2000，21(4):5-8.

［3］王 元，王少明，于 雷.船舶核動力裝置一回路小破口失水事故處置規(guī)程研究［J］.船海工程，2008，37(5):102-105.

［4］高璞珍.核動力裝置用泵［M］.哈爾濱:哈爾濱工程大學出版社，2004.

［5］熊光楞，彭 毅.先進仿真技術與仿真環(huán)境［M］.北京:國防工業(yè)出版社，1997.

［6］朱繼洲.核反應堆安全分析［M］.西安:西安交通大學出版社，2007.