張 丹，冉 旭，周 科，魯劍超

（核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，成都 610213）

池殼式研究堆長期余熱排出途徑研究

張 丹*，冉 旭，周 科，魯劍超

（核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，成都 610213）

大多數(shù)研究堆正常運行時冷卻劑從上向下流過堆芯，流量反轉(zhuǎn)和長期余熱導(dǎo)出是面臨的重要熱工問題。池殼式布置常用于較高功率和較高壓力的研究堆，堆本體采用壓力殼方式，同時將壓力殼浸入水池，這有利于采用非能動方式導(dǎo)出堆芯余熱，并且在事故后的長期階段，此類研究堆還有多種可能的余熱導(dǎo)出方式。本文對池殼式研究堆長期余熱導(dǎo)出途徑進行了研究，分析了不同方式下的余熱導(dǎo)出能力及堆芯安全狀態(tài)，論證得到了一個較為安全、高效、簡化的余熱排出方案。

池殼式；研究堆；余熱；非能動

普通研究堆主要采用游泳池式（例如49-2［1］）、壓力殼式（例如HFETR［2］）或水池-壓力殼式（池殼式，例如CARR［3］）布置方式。池式布置一般用于低壓或常壓研究堆，其熱功率相對也較低；對于較高壓力、高功率的研究堆，一般采用壓力殼式，或直接將壓力殼浸入水池，即采用池殼式布置方式。

國際原子能機構(gòu)長期以來對研究堆安全十分關(guān)注，先后發(fā)布了一系列要求準則指導(dǎo)研究堆的設(shè)計和管理［4］；我國核安全監(jiān)管部門［5］也正在完善研究堆法規(guī)標準體系，基于研究堆的分類開展安全監(jiān)管工作［6］。對于反應(yīng)堆安全來說，余熱長期導(dǎo)出方式的選取是設(shè)計工作者面臨的一個重要問題。在福島事故發(fā)生后，采用非能動方式導(dǎo)出余熱進一步引起核工業(yè)界的關(guān)注，研究堆一般位于雷雨多發(fā)的山區(qū)，在惡劣的雷雨天氣下，存在廠區(qū)電源喪失［7］的可能，則更有必要開展非能動余熱導(dǎo)出的研究；而對于大多數(shù)研究堆，由于在正常運行中堆芯冷卻劑流量從上向下流過堆芯，在余熱導(dǎo)出的長期階段，隨著強迫流量的停止，堆芯冷卻還將受熱，在浮升力作用下改變流動方向，即發(fā)生流量反轉(zhuǎn)。對于池式或池殼式的研究堆，由于存在低溫且大容積的反應(yīng)堆堆池水，長期余熱導(dǎo)出一般可采用非能動方式，將水池充當熱阱，帶走熱量。CARR、某池式研究堆［8］和日本JRR-3研究堆［9］和JRR-3M［10］研究堆在余熱導(dǎo)出階段都充分利用了堆池水的熱阱作用，采用了非能動技術(shù)保障堆芯長期安全。本文對高功率池殼式研究堆長期非能動余熱排出途徑進行研究，分析了不同途徑下的余熱排出能力，得到了一個較為安全、高效且簡化的余熱排出方案，為研究堆設(shè)計提供一定的參考。

1 余熱排出途徑研究

對于高功率池殼式研究堆，停堆長期階段強迫流量停止后堆芯將流量反轉(zhuǎn)；同時由于此后可能直接采用堆池水為熱阱，為了避免放射性物質(zhì)直接進入反應(yīng)堆廠房，必須防止避免余熱導(dǎo)出過程中燃料元件發(fā)生燒毀。池殼式研究堆停堆早期由于熱流密度較高，流量反轉(zhuǎn)期間很可能導(dǎo)致燃料通道內(nèi)冷卻劑干涸［11］，引起燃料燒毀，因此要求能動余熱排出系統(tǒng)必須接可靠電源（UPS）［12］，并且停堆后必須維持一定時間正向的強迫流量循環(huán)，待堆芯熱流密度降低后再停止強迫流量，然后進行流量反轉(zhuǎn)及長期余熱導(dǎo)出。

圖1 余熱導(dǎo)出過程示意圖Fig.1 Thesamp leofheat removeprocess

對于高功率池殼式研究堆，如圖1所示，長期階段可將余熱導(dǎo)入堆池，通過池水的升溫和蒸發(fā)將熱量導(dǎo)出。主要關(guān)注的問題是如何采用非能動方式將熱量從堆芯導(dǎo)入堆水池，并同時保證流量反轉(zhuǎn)和長期階段的堆芯安全。

根據(jù)池殼式研究堆自身的特點，共有以下幾條主要途徑可將熱量由堆芯導(dǎo)向水池。

①壓力殼內(nèi)自然循環(huán)攪混冷卻劑升溫，壓力殼和部分浸入堆水池的管道壁面直接將熱量導(dǎo)入水池；

②參照壓水堆［13］設(shè)置一次側(cè)非能動余排系統(tǒng)，依賴浸入堆水池的余排換熱器將熱量導(dǎo)入水池；

③參照池式堆［8］，直接將壓力容器和堆池連通，通過堆—池間的自然循環(huán)將熱量導(dǎo)出。

本文采用Relap5［14］程序?qū)Τ貧な窖芯慷堰M行建模分析，研究了以上不同余熱排出途徑下的反應(yīng)堆熱工水力性能。反應(yīng)堆部分Relap5結(jié)塊劃分，如圖2所示。由于只關(guān)注長期余熱導(dǎo)出，分析的起點為停堆后強迫流量驅(qū)動設(shè)備長時間運行后停運、反應(yīng)堆流量反轉(zhuǎn)開始。對于Relap5程序，國外學(xué)者通過對IAEA-MTR［15］材料測試堆、MNSR［16］微堆、BR2［17］高通量堆進行了試驗和模擬結(jié)果對比，證明了程序?qū)ρ芯慷训倪m用性。國際原子能機構(gòu)（簡稱IAEA）也認可采用最佳估算程序進行研究堆的安全分析［18］。

圖2 反應(yīng)堆Relap 5模型圖Fig.2 The Relap5m odelof reactor

1.1 壓力殼直接換熱（工況一）

池殼式研究堆雖然壓力殼和池水間有較大的接觸面積，但由于壓力殼內(nèi)部存在大量低溫死水區(qū)，同時壓力殼壁面厚、內(nèi)外側(cè)溫差小，整體的導(dǎo)熱能力不大的特點。為了增加壁面換熱量并導(dǎo)出堆芯熱量，應(yīng)盡可能將堆芯熱量分散到更大的區(qū)域，以增加可用換熱面積，并同時提高壁面內(nèi)外側(cè)的溫差，這都依賴于壓力殼內(nèi)自然循環(huán)能力的提高。

1.1.1 主要假設(shè)

池殼式研究堆壓力殼內(nèi)有反射層組件等較低溫度冷卻劑通道，吊籃和壓力殼壁面之間存在較大容積的低溫冷卻劑。如圖3所示，假設(shè)在吊籃和壓力殼之間環(huán)腔頂部設(shè)置有常關(guān)彈簧閥，當由上向下強迫流量喪失時，依賴彈簧力開啟，堆芯和環(huán)腔間建立自然循環(huán)交混冷熱流體。

該工況假設(shè)余熱排出長期階段不采用人為干預(yù)措施，僅依賴堆內(nèi)自然循環(huán)攪混冷卻劑，并通過壓力殼壁面導(dǎo)出一定的熱量。

圖3 壓力殼內(nèi)自然循環(huán)及換熱示意圖Fig.3 Thesampleofnaturalcirculation and heat transfer in RPV

1.1.2 主要結(jié)果

主要參數(shù)變化曲線如下圖所示。

圖4 衰變熱和壁面帶熱功率變化（工況一）Fig.4 The change of decay heatand heat transfer red by wall of RPV（case1）

由圖4可知，在早期階段，由于壓力殼內(nèi)外溫差很小，其壁面直接導(dǎo)出的熱量遠小于反應(yīng)堆衰變熱；堆芯主要熱量將持續(xù)加熱堆內(nèi)冷卻劑使之升溫升壓。后期隨反應(yīng)堆與水池溫差的增加，壓力殼幾乎可將全部的衰變熱導(dǎo)入水池。

圖5 反應(yīng)堆系統(tǒng)壓力變化（工況一）Fig.5 Pressure change of reactor system（case1）

圖6 堆芯出口含氣量（工況一）Fig.6 Quality of coolant at coreexit（case1）

由圖5、圖6可知，由于早期階段反應(yīng)堆內(nèi)熱量不能及時導(dǎo)出，冷卻劑將升溫升壓；待壓力殼導(dǎo)熱平衡后，系統(tǒng)壓力和堆芯出口含汽量將達平衡。在分析的12h內(nèi)堆芯處于低過冷狀態(tài)，能保證反應(yīng)堆安全。

1.2 非能動余排換熱器導(dǎo)熱（工況二）

參照先進壓水堆［13］，如圖7所示，設(shè)置一次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)，通過余熱排出冷卻器將熱量導(dǎo)向水池。

圖7 非能動余排示意圖Fig.7 The sam pleofpassive residualheat removalsystem

1.2.1 主要假設(shè)

當余排泵停運后，投入非能動余熱排出系統(tǒng)，反應(yīng)堆通過堆芯和換熱器處的密度差驅(qū)動建立自然循環(huán)，將熱量導(dǎo)向換熱器二次側(cè)水池。

換熱器采用C型管布置，冷卻劑走管程，整齊浸入堆池水中。

1.2.2 主要結(jié)果

主要參數(shù)變化曲線如下圖所示。

圖8 功率變化（工況二）Fig.8 The changeofpower（case2）

余熱排出系統(tǒng)投入后，更多的冷卻劑參與到自然循環(huán)中，反應(yīng)堆余熱由換熱器、壓力殼壁面及冷卻劑升溫而帶走。由圖8可知，余排換熱器帶走了主要的衰變熱。但由于余排換熱器一二次側(cè)溫差較小，整體換熱能力不是很大。

圖9 反應(yīng)堆系統(tǒng)壓力（工況二）Fig.9 Pressure change of reactor system（case2）

余排換熱器和壓力殼壁面直接換熱的熱量之和小于衰變熱，剩余熱量由冷卻劑升溫帶走，導(dǎo)致冷卻劑整體升溫，系統(tǒng)壓力也隨之上升，大約10h后，觸發(fā)了超壓保護。

圖10 堆芯出口含汽量（工況二）Fig.10 Quality of coolantat coreexit（case2）

余排系統(tǒng)投入后，由于其較大的流量使得壓力殼內(nèi)冷熱流體充分攪混，冷卻劑整體升溫。由圖10可以看出，相對直接依賴壓力殼換熱的余熱排出方式，該方式堆芯積累的熱量相對較少，因此堆芯出口具有較大過冷度。

1.3 水池連通換熱（工況三）

參照池式研究堆，長期階段連通反應(yīng)堆和水池，如圖11所示，該方案直接連通了冷熱源，取消了兩者之間的熱阻，增加了長期階段的帶熱能力。

1.3.1 主要假設(shè)

待余排泵停運時，分別開啟位于反應(yīng)堆進出口母管處的堆池連通閥進行卸壓并連通水池，堆芯冷卻劑在低壓情況下經(jīng)歷流量反轉(zhuǎn)，逆流穩(wěn)定后，依賴堆芯和池水的密度差驅(qū)動建立堆芯—池水間自然循環(huán)，長期內(nèi)將熱量導(dǎo)入水池。

圖11 堆—池自然循環(huán)示意圖Fig.11 The sam pleof natural circulation between core and reactor pool

1.3.2 主要結(jié)果

主要參數(shù)變化曲線如下圖所示。堆—池自然循環(huán)過程中，反應(yīng)堆的余熱全部導(dǎo)入水池，因此并未給出反應(yīng)堆功率和帶熱功率的變化。

圖12 冷卻劑流量變化（工況三）Fig.12 Changeof coolant flow（case3）

由流量變化圖12可知，在反應(yīng)堆和水池聯(lián)通的過程中系統(tǒng)流量有所波動，堆芯因溫度升高浮升力增加而發(fā)生流量反轉(zhuǎn)。待系統(tǒng)壓力平衡后，反應(yīng)堆和水池間可建立穩(wěn)定自然循環(huán)，長時間內(nèi)將熱量導(dǎo)向水池。

圖13 堆芯出口平衡含汽率（工況三）Fig.13 Quality of coolantatcore exit（case3）

由圖13可知，在卸壓和流量反轉(zhuǎn)過程中堆芯出口過冷度減小，待自然循環(huán)穩(wěn)定后，堆芯出口長期維持一定的過冷度。相對前兩種余熱導(dǎo)出方式，由于該方案反應(yīng)堆處于接近常壓的低壓狀態(tài)，該方式出口過冷度最小。

2 分析討論

針對反應(yīng)堆的長期安全，對于池式或池殼式研究堆來說，由于堆池水熱阱的存在和保持堆芯持久淹沒的設(shè)計特點，并沒有類似壓水堆核電廠可能的大量放射性釋放問題，當然國內(nèi)外研究堆一般在實際分析中常以堆芯不發(fā)生燒毀（DNB）作為設(shè)計要求。

余熱長期由堆芯順利導(dǎo)出是保證池殼式研究堆長期安全的保證，本文針對池殼式研究堆長期余熱導(dǎo)出方式，研究了3種可能的非能動排熱方式，3種方式各有利弊，在此對其進行討論。

就長期余熱導(dǎo)出而言，壓力殼直接換熱不能將熱量完全從堆芯導(dǎo)出，堆芯長期處于低過冷狀態(tài)；余排換熱器方式雖可將熱量從堆芯導(dǎo)出，但使得系統(tǒng)整體升溫升壓，存在超壓風險；堆池聯(lián)通方式充分利用了大容積的堆池，這有利于長期余熱排出。

就流量反轉(zhuǎn)堆芯安全而言，前兩種為較高壓下的流量反轉(zhuǎn)，允許反轉(zhuǎn)的熱流密度相對較高；而對于堆池聯(lián)通方式，由于系統(tǒng)卸壓，流量反轉(zhuǎn)將在低壓下發(fā)生，需要較低的熱流密度，即要求強迫流量冷卻的時間更長。

就設(shè)備繁簡而言，余熱排出換熱器方案最為復(fù)雜，其余兩種相對較為簡單，壓力殼內(nèi)自然循環(huán)可實現(xiàn)完全非能動。

因此綜合各種途徑的優(yōu)點，可考慮強迫流量循環(huán)停止后，早期依賴堆內(nèi)循環(huán)，同時靠壁面導(dǎo)出一定的熱量；待達到低壓下流量反轉(zhuǎn)熱流密度限值后，開啟堆—池連通閥卸壓并連通水池，長期內(nèi)將熱量導(dǎo)出。

3 結(jié)論

本文對池殼式研究堆長期階段余熱排出途徑進行了研究，提出了此類研究堆可能的非能動導(dǎo)熱途徑，經(jīng)分析得出以下結(jié)論。

對于池殼式研究堆，為了避免反應(yīng)堆在低壓下的流量反轉(zhuǎn)，同時長期內(nèi)將熱量導(dǎo)出，可考慮強迫流量停止后一定時間依賴堆內(nèi)自然循環(huán)和壓力殼壁面導(dǎo)熱，后期和堆水池連通冷卻方式，將熱量長期導(dǎo)入水池，排出反應(yīng)堆余熱。

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Study of Heat Remove App roach for Tank in Pool Research Reactor during Long Time

ZHANGDan*，RANXu，ZHOUKe，LU Jianchao
（Scienceand Technologyon ReactorSystem Design Technology Laboratory，Chengdu 610213，China）

Flow inversion and residual heat removal is both important problem for research reactor，as during normal operation，coolant flow up to down in the core.Tank in pool layout is usually used in high power and high pressure research reactor，the process of those problems ismore complicated.For these reactors，the pressure vessel is immerged in the reactor pool，it is better choosing passive residual heat removalmethod，during long timeaftershutdown，therearemanymethod to remove residualheat.Theheat removalmethod during long time for tank in pool research reactorwasstudied in the paper，manywayswas researched for theability of heat removaland safety of core，amore safe，efficientand simplifiedwaywas achieved in thepaper.

tank in pool；research reactor；residualheat；passive

TL411+.6

：A

：1672-5360（2015）02-0042-06

2015-02-10

2015-03-18

核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室資助項目，項目編號ZDSY-ZSYX-14-12-001

張 丹（1984—），男，甘肅隴西人，工程師，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力和安全研究工作

*通訊作者：張 丹，E-mail：victorydan@126.com