盛美玲，金 鳴，柏云清，汪衛(wèi)華，吳宜燦，F(xiàn)DS團(tuán)隊(duì)

（1．中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)，安徽合肥230027；2．中國(guó)科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所，安徽合肥230031）

反應(yīng)堆在停堆后，由于剩余裂變和裂變碎片的衰變，會(huì)產(chǎn)生相當(dāng)可觀的余熱。通常反應(yīng)堆都設(shè)置專門的能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，這些系統(tǒng)在正常供電或應(yīng)急電源供電情況下，可以有效地排出余熱；而在正常電源和應(yīng)急電源同時(shí)喪失的事故工況下，此類能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)將因得不到電源供應(yīng)而不能有效地排出余熱。

非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng)僅靠自然循環(huán)可將堆芯余熱排出。目前，已有很多研究者對(duì)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的特性進(jìn)行了大量有價(jià)值的設(shè)計(jì)、研究。鉛或鉛鉍冷卻快堆，大多采用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)RVACS（Reactor Vessel Air Cooling System），該系統(tǒng)具備固有安全性，采用該設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆有歐洲工業(yè)嬗變?cè)O(shè)施EFIT［1］、加速器驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)裝置XADS［2］、原型多用途加速器驅(qū)動(dòng)中子倍增器MYRRHA［3］等。

目前核電的發(fā)展存在核廢料放射性強(qiáng)、毒性大的問(wèn)題，加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)ADS（Accelerator Driven subcritical System）是一種理想的核廢料嬗變裝置［4］。中國(guó)科學(xué)院制定了ADS發(fā)展路線圖，設(shè)立了戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)“未來(lái)先進(jìn)核裂變能－ADS嬗變系統(tǒng)”研究項(xiàng)目。專項(xiàng)的第一階段計(jì)劃建造中國(guó)鉛合金冷卻研究堆（CLEAR－I），用于開展鉛合金反應(yīng)堆的中子學(xué)、熱工水力學(xué)和安全特性等實(shí)驗(yàn)研究［5－6］。CLEAR－I已由FDS團(tuán)隊(duì)［7］完成概念設(shè)計(jì)，并對(duì)一系列相關(guān)關(guān)鍵科學(xué)問(wèn)題開展了研究，如液態(tài)鉛合金回路研究、結(jié)構(gòu)材料性能研究等［8－11］。CLEAR－I熱功率為10MW，選擇具有良好的中子學(xué)性能、熱工水力學(xué)性能和安全特性的鉛合金冷卻劑，是一座自然循環(huán)反應(yīng)堆［6］。

本文針對(duì)CLEAR－I，設(shè)計(jì)了利用反應(yīng)堆容器外空氣自然循環(huán)的事故余熱排出系統(tǒng)，在主換熱器給水中斷和地震事故狀態(tài)下有冷卻堆芯的能力，以確保反應(yīng)堆的安全。通過(guò)數(shù)學(xué)模型求解和CFD程序?qū)ο到y(tǒng)進(jìn)行模擬計(jì)算，驗(yàn)證了該設(shè)計(jì)方案的可行性。

1 系統(tǒng)設(shè)計(jì)

通過(guò)前期開展的中子學(xué)設(shè)計(jì)與分析，CLEAR－I停堆余熱的變化曲線見圖1。停堆0時(shí)刻的功率為0．6MW，停堆4小時(shí)后的余熱為0．1MW。

圖1 中國(guó)鉛合金冷卻研究堆余熱變化曲線Fig．1 Decay heat generation rate of China Lead Alloy Cooled Research Reactor

考慮安全系統(tǒng)的冗余性和單一故障準(zhǔn)則，該事故余熱排出系統(tǒng)由四套相互獨(dú)立的冷卻通道構(gòu)成。每一套通道由安裝在反應(yīng)堆容器外側(cè)的圓柱形熱隔離層、U型空氣管道、反應(yīng)堆廠房外的煙囪和連接管道等組成。U型空氣管道由熱空氣上升通道和冷空氣下降通道組成，40個(gè)U型空氣管道均勻地布置在安全容器的周圍。圓柱形熱隔離層布置在冷、熱空氣通道之間。U型空氣管道的出口由連接管道連接煙囪，進(jìn)口由連接管道連接大氣。每10個(gè)U型空氣管道共用一套連接管道和煙囪，即共有4套（8個(gè)）連接管道和4個(gè)煙囪。系統(tǒng)結(jié)構(gòu)見圖2和圖3，設(shè)計(jì)參數(shù)列于表1。

圖2 非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng)示意圖Fig．2 Sketch of passive emergency decay heat removal system

圖3 非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng)三維結(jié)構(gòu)圖Fig．3 Three－dimensional structure of passive emergency decay heat removal system

表1 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)參數(shù)Table 1 Parameters of decay heat removal system

冷卻空氣通過(guò)冷空氣下降通道進(jìn)入系統(tǒng)，在熱空氣上升通道內(nèi)被加熱，靠空氣本身溫度差引起的密度差驅(qū)動(dòng)向上流動(dòng)，通過(guò)煙囪，排入大氣。該系統(tǒng)完全依靠空氣的自然循環(huán)把余熱排到大氣，是一個(gè)非能動(dòng)的系統(tǒng)，與傳統(tǒng)的事故余熱排出系統(tǒng)相比，簡(jiǎn)化了反應(yīng)容器內(nèi)部結(jié)構(gòu)，避免了容器穿孔。

2 性能分析

為了驗(yàn)證系統(tǒng)設(shè)計(jì)參數(shù)的合理性，本文利用Fluent程序?qū)υO(shè)計(jì)方案進(jìn)行瞬態(tài)模擬計(jì)算。對(duì)于反應(yīng)堆容器外的輻射換熱，其模型結(jié)構(gòu)復(fù)雜，因而使用CFX程序進(jìn)行模擬，并將模擬的結(jié)果通過(guò)多項(xiàng)式擬合加載到Fluent的計(jì)算中。模擬中所需的反應(yīng)堆容器外的空氣流動(dòng)的自然循環(huán)邊界采用聯(lián)合求解傳熱和流動(dòng)經(jīng)驗(yàn)公式獲得。

2．1 冷卻空氣熱工分析

針對(duì)空氣在U型管道、連接管道和煙囪中形成的自然循環(huán)，通過(guò)聯(lián)立求解質(zhì)量、能量守恒方程以及壓降平衡方程，計(jì)算空氣的熱工參數(shù)。

在建立模型前作了如下假定：①空氣流動(dòng)是一維的；②忽略管壁的軸向?qū)?；③保守假設(shè)環(huán)境空氣溫度為50℃；④穩(wěn)態(tài)運(yùn)行。

堆芯余熱：Q

空氣帶走熱量：

空氣自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)壓頭：

空氣流動(dòng)摩擦壓降：

空氣流動(dòng)局部壓降：

空氣對(duì)流換熱量：

式中：cp——空氣比熱容；mair——空氣質(zhì)量流率；T1——空氣進(jìn)口溫度；T2——空氣出口溫度；ρ1——空氣進(jìn)口密度；ρ2——空氣出口密度；g——重力加速度；H——空氣形成自然循環(huán)所需高度；f——沿程阻力系數(shù)；l——管道長(zhǎng)度；d——管道當(dāng)量直徑；ρ——空氣平均密度；v——空氣流速；n——產(chǎn)生局部壓降的個(gè)數(shù)；ζ——局部阻力系數(shù)；hs——空氣對(duì)流換熱系數(shù)；As——熱空氣上升通道的表面積；Ts——熱空氣上升通道壁面溫度；Tair——空氣平均溫度。

通過(guò)聯(lián)立求解可以得到不同時(shí)刻空氣的熱工參數(shù)。計(jì)算結(jié)果表明，即使在表2所示余熱最大的停堆0時(shí)刻，空氣的運(yùn)行溫度也不超過(guò)473K，具有帶走堆內(nèi)余熱的能力。以下需進(jìn)一步計(jì)算反應(yīng)堆容器內(nèi)的各區(qū)域溫度以驗(yàn)證系統(tǒng)設(shè)計(jì)的合理性。

表2 空氣熱工參數(shù)（停堆0時(shí)刻）Table 2 Thermal parameters of the air（zero second after reactor shut down）

續(xù)表

2．2 輻射模擬

在用CFX進(jìn)行輻射模擬計(jì)算時(shí)只考慮一個(gè)U型空氣管道，即采用9°的扇形區(qū)域進(jìn)行計(jì)算。計(jì)算模型如圖4所示，共有6個(gè)模塊，從內(nèi)向外分別是：主容器、間隙空氣、安全容器、間隙空氣、熱空氣上升通道、圓柱形熱隔離層。

圖4 CFX計(jì)算模型Fig．4 CFX calculation model

其中，反應(yīng)堆容器壁面熱發(fā)射率為0．7；主容器內(nèi)壁添加熱源Source Flux，與余熱水平對(duì)應(yīng)；空氣管道的外壁設(shè)置空氣對(duì)流換熱邊界，由數(shù)學(xué)模型計(jì)算得到。

通過(guò)CFX模擬計(jì)算得到不同余熱水平下系統(tǒng)溫度分布（停堆4小時(shí)后的計(jì)算結(jié)果見圖5）。把不同余熱水平和對(duì)應(yīng)的安全容器壁面溫度值，建立對(duì)應(yīng)關(guān)系并進(jìn)行三次多項(xiàng)式擬合，可得到兩者的函數(shù)關(guān)系式：

式中，Q表示通過(guò)安全容器外表面散失的表面積熱流密度，W／m2；T表示安全容器壁面的平均溫度，K。

計(jì)算結(jié)果表明，在排出余熱過(guò)程中，反應(yīng)堆容器壁面溫度不超過(guò)650K，具有帶走堆芯余熱的能力。下一步需對(duì)池內(nèi)冷卻劑的溫度進(jìn)行計(jì)算以驗(yàn)證系統(tǒng)設(shè)計(jì)的合理性。

圖5 CFX計(jì)算溫度分布圖（停堆4小時(shí)）Fig．5 Temperature distribution of CFX calculation（four hours after reactor shutdown）

2．3 瞬態(tài)模擬

2．3．1 計(jì)算模型

評(píng)定事故停堆后反應(yīng)堆狀態(tài)是否安全主要以堆芯冷卻劑出口溫度、主容器和安全容器壁面溫度三個(gè)溫度是否超標(biāo)來(lái)判定。本節(jié)使用Fluent程序，結(jié)合輻射模擬的擬合關(guān)系式，分析了在有保護(hù)失冷的事故工況下非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng)和反應(yīng)堆的瞬態(tài)特性。

前列地爾是臨床上廣泛使用的改善微循環(huán)的藥物，具有擴(kuò)張毛細(xì)血管，恢復(fù)紅細(xì)胞變形能力，改善微循環(huán)，增加動(dòng)脈血流量，促進(jìn)側(cè)枝循環(huán)開放，降低血液粘度的作用[5，6]。如今前列地爾已廣泛用于腦梗死，糖尿病并發(fā)癥，耳鳴及慢性肝炎等疾病[7]，但未見前列地爾治療高血壓視網(wǎng)膜病變的報(bào)道，為觀察治療效果，現(xiàn)將本研究結(jié)果報(bào)道如下。

計(jì)算模型采用二維軸對(duì)稱模型。堆芯、反射層和換熱器設(shè)置多孔介質(zhì)模型；堆芯加入熱源，以UDF形式加入；安全容器外壁面加入熱流密度邊界，根據(jù)CFX計(jì)算出的余熱水平和安全容器壁面溫度的函數(shù)關(guān)系式，以UDF形式加入。

瞬態(tài)計(jì)算的假設(shè)條件有：主換熱器在停堆0時(shí)刻失去全部冷卻能力；事故余熱排出系統(tǒng)處于備用狀態(tài)。

2．3．2 計(jì)算結(jié)果與分析

圖6給出了CLEAR－I有保護(hù)失冷后，堆芯進(jìn)出口鉛鉍溫度、主容器冷熱段溫度和安全容器壁面溫度等參數(shù)隨時(shí)間的變化。

圖6（a）給出了堆芯進(jìn)出口溫度隨時(shí)間的變化圖。事故停堆后，由于堆芯功率下降速度快于堆芯流量下降速度，出口溫度急劇下降，在25s時(shí)達(dá)到最低值270℃，然后，由于堆芯功率下降速度變慢，出口溫度緩慢回升，在4 000s時(shí)上升至325℃，之后緩慢下降；堆芯進(jìn)口溫度先緩慢上升，后緩慢下降。

圖6 反應(yīng)堆事故停堆后的瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果Fig．6 Transient calculation results after accident shutdown

圖6（b）給出了主容器壁面溫度隨時(shí)間的變化圖。事故停堆后，由于堆芯功率急劇下降，熱池鉛鉍溫度下降，主容器熱段溫度持續(xù)下降；主容器冷段溫度先上升后下降。

圖6（c）給出了安全容器壁面溫度隨時(shí)間的變化圖，安全容器壁面溫度的變化與主容器壁面平均溫度（冷、熱段加權(quán)平均值）變化趨勢(shì)一致，先緩慢上升后緩慢下降。

通過(guò)以上對(duì)系統(tǒng)瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果的分析可知：

2）主容器壁面最高溫度不超過(guò)380℃，低于主容器壁面溫度限值450℃；

3）安全容器壁面最高溫度不超過(guò)250℃，低于安全容器壁面溫度限值400℃。

3 結(jié)論

本文針對(duì)中國(guó)鉛合金冷卻研究堆的設(shè)計(jì)需要，提出了一種事故余熱排出系統(tǒng)的方案設(shè)計(jì)，該系統(tǒng)充分考慮了獨(dú)立性、冗余性和非能動(dòng)性，完全依靠空氣自然循環(huán)排出余熱，在事故工況時(shí)能夠保證反應(yīng)堆的安全。并通過(guò)理論計(jì)算和CFD模擬，驗(yàn)證了該方案的可行性。計(jì)算分析表明：

1）有保護(hù)失冷事故后，該事故余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計(jì)參數(shù)和系統(tǒng)配置可以完成預(yù)定排熱功能，保證堆芯安全。

2）由于在模擬計(jì)算時(shí)沒有考慮主熱傳輸系統(tǒng)二回路散熱對(duì)緩解事故后果的貢獻(xiàn)，所以計(jì)算得到的堆芯鉛鉍溫度、主容器冷熱段溫度和安全容器壁面溫度相對(duì)實(shí)際值偏高。

本文針對(duì)中國(guó)鉛合金冷卻研究堆事故余熱排出系統(tǒng)建立模型進(jìn)行了瞬態(tài)數(shù)值分析，下一步將搭建實(shí)驗(yàn)平臺(tái)開展實(shí)驗(yàn)研究，對(duì)設(shè)計(jì)及優(yōu)化提供實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)和技術(shù)支持。

［1］ Barbensi Andrea，Corsini Giovanni，Mansani Luigi，et al．，EFIT：The European facility for industrial transmutation of minor actinides［C］．ACCAPP'07，2007：885－892．

［2］ Luwow．Data for Safety Analysis of the LBE－Cooled XADS［DL／DB］．［2003－07－07］．http：／／nuklearserver．ka．fzk．de／dopt／adopt＿Transfer＿FZK／Files／deliverables．

［3］ Hamid A?t Abderrahim，Peter Baeten，Didier De Bruyn，et al．，MYRRHA－A multi－purpose fast spectrum research reactor［J］．Energy Conversion and Management，2012，63：4－10．

［4］ 詹文龍，徐瑚珊．未來(lái)先進(jìn)核裂變能ADS嬗變系統(tǒng)［J］．中國(guó)科學(xué)院院刊，2012，27（3）：375－381．

［5］ YicanWu，Hongli Chen，Qunying Huang，et al．，Lead Alloy Cooled Fast Reactor Development Plan and R＆D Status in China［C］．International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles：Safe Technologies and Sustainable Scenarios（FR13），Paris，F(xiàn)rance，March 4－7，2013．

［6］ 吳宜燦．中國(guó)鉛合金冷卻研究反應(yīng)堆CLEAR－I概念設(shè)計(jì)研究［J］．核科學(xué)與工程，2013．

［7］ FDS團(tuán)隊(duì)［OL］．http：／／www．fds．org．cn．

［8］ 吳宜燦，黃群英，朱志強(qiáng)，等．中國(guó)系列液態(tài)鋰鉛實(shí)驗(yàn)回路設(shè)計(jì)與研制發(fā)展［J］．核科學(xué)與工程，2009，29（2）：163－171．

［9］ Qunying Huang，Chunjing Li，Qingsheng Wu，et al．，Progress in development of CLAM steel and fabrication of small TBM in China［J］．Journal of Nuclear Materials，2011，417：85－88．

［10］ 吳宜燦，黃群英，柏云清，等．液態(tài)鉛鉍回路設(shè)計(jì)研制與材料腐蝕實(shí)驗(yàn)初步研究［J］．核科學(xué)與工程，2010，30（3）：49－54．

［11］ 祝玲琳，柏云清，陳釗，等．液態(tài)鉛鉍實(shí)驗(yàn)平臺(tái)無(wú)窗靶水力學(xué)原理驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)段設(shè)計(jì)研究［J］．核科學(xué)與工程，2010，30（4）：333－337．