盧忝余 袁光輝 張思原 王媛美 黃擎宇

中圖分類號： TL413 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.19.003

0 引言

本文介紹了一種新型的管式-池式鈉冷快堆系統(tǒng)，并對該系統(tǒng)的失流事故做了分析計算，對緩沖池內(nèi)溫度分布做了簡要計算，對失流事故發(fā)生后，緩沖池內(nèi)出現(xiàn)的熱分層現(xiàn)象、整體溫度上升現(xiàn)象做了分析。

1 背景介紹

國際上已建成的鈉冷快堆系統(tǒng)一回路基本分為兩種，池式系統(tǒng)與管式系統(tǒng)。管式系統(tǒng)在日本較為成熟，例如JOYO與MONJU等較著名的鈉冷快堆設計都采用這種一回路布置方案[1-2]。管式系統(tǒng)的特征為中間熱交換器（IHX）、主循環(huán)泵和反應堆堆芯采用分開布置的方案，冷卻劑通過管道流經(jīng)這些系統(tǒng)主要部件，其結構示意如圖1。管式系統(tǒng)的優(yōu)點在于系統(tǒng)較緊湊，同時由于各主要部件可以采用模塊化的組裝形式，因此較容易維修與檢查。然而管式系統(tǒng)也存在較明顯的缺點：由于管道承載冷卻劑的流動，因此較容易發(fā)生冷卻劑泄露事故;系統(tǒng)緊湊會導致回路中冷卻劑裝載量較少，因此熱慣性較低。另外管式系統(tǒng)還存在建造成本較高的問題。

另一種主流系統(tǒng)采用的是池式結構，例如EBR-II、BN-600以及鳳凰系列都采用這種設計方案[3]。池式的特征為一回路中主要部件，例如堆芯、主循環(huán)泵、IHX、余熱排出系統(tǒng)等，都浸沒在液態(tài)金屬池中，如圖2所示。池式結構中存在大量液態(tài)金屬冷卻劑，因此熱慣性很高，這在安全性方面非常重要。同樣，由于所有一回路部件都浸沒在池子中，所以較難發(fā)生冷卻劑泄露事故，而且對生物屏蔽的要求也可以簡化。然而在池式結構中，主泵、中間熱交換器以及連接管道等部件在鈉池中的布置會成為設計者們考慮的問題之一。并且由于主要部件都浸沒在鈉池中，所以一回路系統(tǒng)較臃腫。另外由于在設計中通常采用冷池-熱池的結構導致流動阻力相對較高，為了在事故過程中建立起自然循環(huán)，需要較大的熱源-熱阱高度差，所以很難進一步減小池式系統(tǒng)的主容器尺寸。而大鈉池可能出現(xiàn)制造上的問題。在福島事故之后，設計者們更加關注地震等自然災害的影響，對池體安全性的要求再一次提高。另外，從經(jīng)濟學角度考慮，一般可以通過提高回路溫度來獲得更多的熱循環(huán)效率。由于堆芯冷卻劑進口溫度與冷池溫度幾乎相同，若冷池升溫則必然導致系統(tǒng)熱慣性降低，并且整體溫度上升。因此對于池式系統(tǒng)而言，幾乎無法通過這種方法提供經(jīng)濟性。

在鈉冷快堆系統(tǒng)的設計上，要求結合經(jīng)濟性，降低建造成本，同時應具有良好的安全性，并盡可能使系統(tǒng)靈活（這點主要體現(xiàn)在模塊化處理與減小主容器體積等方面）。近年來國際上提出一種新型的管式-池式結合的系統(tǒng)布置方法，如圖3所示。正常運行時，冷卻劑經(jīng)過堆芯之后流入到上方熱池中，之后通過主循環(huán)泵進入到IHX中，然后進入到堆芯下方區(qū)域，完成循環(huán)。同時在設計中采用了流動二極管這一設備：在正常運行中，泵作為主要驅動部件，流動二極管中流體從下往上流動，此時，流動阻力較大，因此流量較小;而當事故工況下，泵停止運行，一回路中建立起自然循環(huán)，此時冷卻劑主要流動方向為“堆芯—熱池—PHX（與緩沖池的熱交換器）—堆芯”，此時流動二極管中流體從上往下流動，流動阻力大幅度減小，這種方法降低了建立自然循環(huán)時一回路中的流動阻力。此新型系統(tǒng)考慮了緊湊性與經(jīng)濟性，將一回路系統(tǒng)浸沒在緩沖池內(nèi)，可以提高系統(tǒng)的模塊化程度。并且由于緩沖池有較大熱慣性，在發(fā)生失流等事故時可以幫助降低一回路系統(tǒng)溫升，保證系統(tǒng)安全性。

為了驗證此管式-池式系統(tǒng)的性能，本文建立符合管式-池式結構設計的模型，采用系統(tǒng)分析程序對此模型進行計算，分析其在失流事故下的安全性。

2 管式-池式系統(tǒng)建模計算

本文構建一個熱功率為62.5MW的反應堆系統(tǒng)，堆芯進口冷卻劑溫度保持在616K，堆芯冷卻劑出口混合溫度為724K。在正常運行時系統(tǒng)總流量為520kg·s-1，自PHX向上流入熱池的總流量約為56kg·s-1。在進行功率計算時，將軸向燃料膨脹、徑向燃料膨脹、軸向構建膨脹以及轉換區(qū)的冷卻劑溫度變化、燃料和包殼等的膨脹折算成冷卻劑密度反饋與多普勒溫度反饋兩部分。

本設計中，熱池用高3.5m，半徑0.65m的CV400表示（5×8×7三維控制體），緩沖池半徑為2.75m，高7.5 m，分為三部分，自上而下分別用CV800（5×8×5三維控制體）、CV801（4×8×4三維控制體）以及CV 802（5×8×8三維控制體）表示。在建模中，在θ方向將系統(tǒng)分為8個區(qū)域，一回路中泵位于II、VI區(qū)域，一回路與緩沖池的熱交換器PHX位于IV區(qū)域與VIII區(qū)域。

3 失流事故分析

對于鈉冷快堆系統(tǒng)而言，失流事故為基準事故之一，本文將對此管式-池式系統(tǒng)在失流事故情況下的熱工水力情況展開分析。假設事故發(fā)生后，兩臺主循環(huán)泵轉速在30秒內(nèi)線性下降到零，并且考慮在事故發(fā)生后5秒觸發(fā)停堆信號，同時逐漸移除中間回路冷卻劑流量。在本文的分析中，未加入DHX，因此事故后只有緩沖池對一回路系統(tǒng)進行冷卻。

正常運行時，PHX處冷卻劑流動方向為自下而上流，約56kg·s-1，在圖中取PHX的這個流動方向為負方向。如圖6所示，當發(fā)生主循環(huán)泵停泵之后，系統(tǒng)流量大幅度下降。在事故發(fā)生初期，由于IHX正常運行，熱阱不變，所以在短時間內(nèi)，IHX一回路出口的冷卻劑溫度將小幅下降，導致堆芯入口及出口處冷卻劑溫度產(chǎn)生微小的波動。之后由于系統(tǒng)流量下降導致堆芯冷卻劑出口溫度快速上升，如圖7所示，在事故發(fā)生90s時，堆芯出口溫度上升到約940K。事故發(fā)生5s后觸發(fā)停泵動作，堆芯功率大幅下降，如圖8所示。由于功率下降，堆芯出口冷卻劑溫度相應降低。

事故初期，如上文所述，堆芯下方區(qū)域冷卻劑溫度會稍稍下降，由于PHX下方溫度與堆芯下方區(qū)域冷卻劑溫度相同，如圖9，在事故開始階段，PHX下方溫度會小幅降低。之后由于堆芯冷卻劑出口溫度上升，導致熱池內(nèi)溫度上升。并且由于主循環(huán)泵停運，一回路中逐漸建立起自然循環(huán)，流動方向為“堆芯—熱池—PHX—堆芯”，此時PHX中流動方向為自上而下流動，圖6中PHX流量自負為正，基本穩(wěn)定后約為20kg·s-1。在自然循環(huán)建立起之后，PHX頂部冷卻劑溫度接近熱池溫度，在事故200s時達到峰值，約765K。由于PHX內(nèi)冷卻劑與緩沖池換熱，在短時間內(nèi)底部溫度將接近緩沖池溫度，即616K。

在計算失流事故中一回路與緩沖池的熱交換作用，不僅僅需要對PHX冷卻劑流量、進出口溫度作分析，還需要對緩沖池內(nèi)冷卻劑溫度隨時間變化作描述，判斷其中是否發(fā)生熱分層現(xiàn)象以及其中冷卻劑流動方式。如圖10所示，在事故中緩沖池內(nèi)冷卻劑完成與PHX內(nèi)冷卻劑換熱后溫度上升，密度下降，因此在浮力作用下向上流動。所以緩沖池內(nèi)頂部冷卻劑溫度逐漸上升，隨著事故進行，出現(xiàn)明顯的熱分層現(xiàn)象，并且等溫線隨時間逐漸下移。上部較熱冷卻劑將熱量傳遞給下方冷卻劑，使下方冷卻劑溫度上升，并且由于一回路熱池溫度較高，緩沖池頂部冷卻劑將緩慢溫度上升（在圖10中，t=2000s中溫度范圍較寬，因此與前三個時間點的溫度分布圖范圍不一致）。

4 結論

本文介紹了一種新型的管式-池式鈉冷快堆系統(tǒng)，此系統(tǒng)具有模塊化程度高、一回路結構緊湊、熱慣性較大等優(yōu)點，并且在設計上采用流動二極管這一部件，對失流事故下一回路內(nèi)建立自然循環(huán)有較大幫助。在此基礎上，對該系統(tǒng)的失流事故做了分析計算，結果中展示出PHX內(nèi)冷卻劑在失流事故發(fā)生后出現(xiàn)流動方向改變的現(xiàn)象，以及由于存在與緩沖池的熱交換，一回路中整體溫度在事故發(fā)生后較長一段時間內(nèi)維持在較低值，體現(xiàn)出了系統(tǒng)的熱慣性、安全性。同時還對緩沖池內(nèi)溫度分布做了簡要計算，對失流事故發(fā)生后，緩沖池內(nèi)出現(xiàn)的熱分層現(xiàn)象、整體溫度上升現(xiàn)象做了分析。

參考文獻

[1]微亮.日本的文殊快堆將于7月聯(lián)網(wǎng)發(fā)電[J].國外核新聞，1995，（07）：19.

[2]Aoki T， Atsumo H， Center O A E. Thermal stratification test program in Japan[C]//Proc. IAEA Specialists' Meeting， Internat. Working Group on Fast Reactors， Grenoble. 1982.

[3]Oshkanov N， Bakanov M， Potapov O. Experience in operating the BN-600 unit at the belyi yar nuclear power plant[J]. Atomic Energy， 2004， 96 （5）： 315-319.