中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析

盛美玲，金 鸣，柏云清，汪卫华，吴宜灿，FDS团队

（1．中国科学技术大学，安徽合肥230027；2．中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031）

反应堆在停堆后，由于剩余裂变和裂变碎片的衰变，会产生相当可观的余热。通常反应堆都设置专门的能动余热排出系统，这些系统在正常供电或应急电源供电情况下，可以有效地排出余热；而在正常电源和应急电源同时丧失的事故工况下，此类能动余热排出系统将因得不到电源供应而不能有效地排出余热。

非能动事故余热排出系统仅靠自然循环可将堆芯余热排出。目前，已有很多研究者对非能动余热排出系统的特性进行了大量有价值的设计、研究。铅或铅铋冷却快堆，大多采用非能动余热排出系统RVACS（Reactor Vessel Air Cooling System），该系统具备固有安全性，采用该设计的反应堆有欧洲工业嬗变设施EFIT［1］、加速器驱动系统实验装置XADS［2］、原型多用途加速器驱动中子倍增器MYRRHA［3］等。

目前核电的发展存在核废料放射性强、毒性大的问题，加速器驱动次临界系统ADS（Accelerator Driven subcritical System）是一种理想的核废料嬗变装置［4］。中国科学院制定了ADS发展路线图，设立了战略性先导科技专项“未来先进核裂变能－ADS嬗变系统”研究项目。专项的第一阶段计划建造中国铅合金冷却研究堆（CLEAR－I），用于开展铅合金反应堆的中子学、热工水力学和安全特性等实验研究［5－6］。CLEAR－I已由FDS团队［7］完成概念设计，并对一系列相关关键科学问题开展了研究，如液态铅合金回路研究、结构材料性能研究等［8－11］。CLEAR－I热功率为10MW，选择具有良好的中子学性能、热工水力学性能和安全特性的铅合金冷却剂，是一座自然循环反应堆［6］。

本文针对CLEAR－I，设计了利用反应堆容器外空气自然循环的事故余热排出系统，在主换热器给水中断和地震事故状态下有冷却堆芯的能力，以确保反应堆的安全。通过数学模型求解和CFD程序对系统进行模拟计算，验证了该设计方案的可行性。

1 系统设计

通过前期开展的中子学设计与分析，CLEAR－I停堆余热的变化曲线见图1。停堆0时刻的功率为0．6MW，停堆4小时后的余热为0．1MW。

图1 中国铅合金冷却研究堆余热变化曲线Fig．1 Decay heat generation rate of China Lead Alloy Cooled Research Reactor

考虑安全系统的冗余性和单一故障准则，该事故余热排出系统由四套相互独立的冷却通道构成。每一套通道由安装在反应堆容器外侧的圆柱形热隔离层、U型空气管道、反应堆厂房外的烟囱和连接管道等组成。U型空气管道由热空气上升通道和冷空气下降通道组成，40个U型空气管道均匀地布置在安全容器的周围。圆柱形热隔离层布置在冷、热空气通道之间。U型空气管道的出口由连接管道连接烟囱，进口由连接管道连接大气。每10个U型空气管道共用一套连接管道和烟囱，即共有4套（8个）连接管道和4个烟囱。系统结构见图2和图3，设计参数列于表1。

图2 非能动事故余热排出系统示意图Fig．2 Sketch of passive emergency decay heat removal system

图3 非能动事故余热排出系统三维结构图Fig．3 Three－dimensional structure of passive emergency decay heat removal system

表1 非能动余热排出系统设计参数Table 1 Parameters of decay heat removal system

冷却空气通过冷空气下降通道进入系统，在热空气上升通道内被加热，靠空气本身温度差引起的密度差驱动向上流动，通过烟囱，排入大气。该系统完全依靠空气的自然循环把余热排到大气，是一个非能动的系统，与传统的事故余热排出系统相比，简化了反应容器内部结构，避免了容器穿孔。

2 性能分析

为了验证系统设计参数的合理性，本文利用Fluent程序对设计方案进行瞬态模拟计算。对于反应堆容器外的辐射换热，其模型结构复杂，因而使用CFX程序进行模拟，并将模拟的结果通过多项式拟合加载到Fluent的计算中。模拟中所需的反应堆容器外的空气流动的自然循环边界采用联合求解传热和流动经验公式获得。

2．1 冷却空气热工分析

针对空气在U型管道、连接管道和烟囱中形成的自然循环，通过联立求解质量、能量守恒方程以及压降平衡方程，计算空气的热工参数。

在建立模型前作了如下假定：①空气流动是一维的；②忽略管壁的轴向导热；③保守假设环境空气温度为50℃；④稳态运行。

堆芯余热：Q

空气带走热量：

空气自然循环驱动压头：

空气流动摩擦压降：

空气流动局部压降：

空气对流换热量：

式中：cp——空气比热容；mair——空气质量流率；T1——空气进口温度；T2——空气出口温度；ρ1——空气进口密度；ρ2——空气出口密度；g——重力加速度；H——空气形成自然循环所需高度；f——沿程阻力系数；l——管道长度；d——管道当量直径；ρ——空气平均密度；v——空气流速；n——产生局部压降的个数；ζ——局部阻力系数；hs——空气对流换热系数；As——热空气上升通道的表面积；Ts——热空气上升通道壁面温度；Tair——空气平均温度。

通过联立求解可以得到不同时刻空气的热工参数。计算结果表明，即使在表2所示余热最大的停堆0时刻，空气的运行温度也不超过473K，具有带走堆内余热的能力。以下需进一步计算反应堆容器内的各区域温度以验证系统设计的合理性。

表2 空气热工参数（停堆0时刻）Table 2 Thermal parameters of the air（zero second after reactor shut down）

续表

2．2 辐射模拟

在用CFX进行辐射模拟计算时只考虑一个U型空气管道，即采用9°的扇形区域进行计算。计算模型如图4所示，共有6个模块，从内向外分别是：主容器、间隙空气、安全容器、间隙空气、热空气上升通道、圆柱形热隔离层。

图4 CFX计算模型Fig．4 CFX calculation model

其中，反应堆容器壁面热发射率为0．7；主容器内壁添加热源Source Flux，与余热水平对应；空气管道的外壁设置空气对流换热边界，由数学模型计算得到。

通过CFX模拟计算得到不同余热水平下系统温度分布（停堆4小时后的计算结果见图5）。把不同余热水平和对应的安全容器壁面温度值，建立对应关系并进行三次多项式拟合，可得到两者的函数关系式：

式中，Q表示通过安全容器外表面散失的表面积热流密度，W／m2；T表示安全容器壁面的平均温度，K。

计算结果表明，在排出余热过程中，反应堆容器壁面温度不超过650K，具有带走堆芯余热的能力。下一步需对池内冷却剂的温度进行计算以验证系统设计的合理性。

图5 CFX计算温度分布图（停堆4小时）Fig．5 Temperature distribution of CFX calculation（four hours after reactor shutdown）

2．3 瞬态模拟

2．3．1 计算模型

评定事故停堆后反应堆状态是否安全主要以堆芯冷却剂出口温度、主容器和安全容器壁面温度三个温度是否超标来判定。本节使用Fluent程序，结合辐射模拟的拟合关系式，分析了在有保护失冷的事故工况下非能动事故余热排出系统和反应堆的瞬态特性。

前列地尔是临床上广泛使用的改善微循环的药物，具有扩张毛细血管，恢复红细胞变形能力，改善微循环，增加动脉血流量，促进侧枝循环开放，降低血液粘度的作用[5，6]。如今前列地尔已广泛用于脑梗死，糖尿病并发症，耳鸣及慢性肝炎等疾病[7]，但未见前列地尔治疗高血压视网膜病变的报道，为观察治疗效果，现将本研究结果报道如下。

计算模型采用二维轴对称模型。堆芯、反射层和换热器设置多孔介质模型；堆芯加入热源，以UDF形式加入；安全容器外壁面加入热流密度边界，根据CFX计算出的余热水平和安全容器壁面温度的函数关系式，以UDF形式加入。

瞬态计算的假设条件有：主换热器在停堆0时刻失去全部冷却能力；事故余热排出系统处于备用状态。

2．3．2 计算结果与分析

图6给出了CLEAR－I有保护失冷后，堆芯进出口铅铋温度、主容器冷热段温度和安全容器壁面温度等参数随时间的变化。

图6（a）给出了堆芯进出口温度随时间的变化图。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，出口温度急剧下降，在25s时达到最低值270℃，然后，由于堆芯功率下降速度变慢，出口温度缓慢回升，在4 000s时上升至325℃，之后缓慢下降；堆芯进口温度先缓慢上升，后缓慢下降。

图6 反应堆事故停堆后的瞬态计算结果Fig．6 Transient calculation results after accident shutdown

图6（b）给出了主容器壁面温度随时间的变化图。事故停堆后，由于堆芯功率急剧下降，热池铅铋温度下降，主容器热段温度持续下降；主容器冷段温度先上升后下降。

图6（c）给出了安全容器壁面温度随时间的变化图，安全容器壁面温度的变化与主容器壁面平均温度（冷、热段加权平均值）变化趋势一致，先缓慢上升后缓慢下降。

通过以上对系统瞬态计算结果的分析可知：

2）主容器壁面最高温度不超过380℃，低于主容器壁面温度限值450℃；

3）安全容器壁面最高温度不超过250℃，低于安全容器壁面温度限值400℃。

3 结论

本文针对中国铅合金冷却研究堆的设计需要，提出了一种事故余热排出系统的方案设计，该系统充分考虑了独立性、冗余性和非能动性，完全依靠空气自然循环排出余热，在事故工况时能够保证反应堆的安全。并通过理论计算和CFD模拟，验证了该方案的可行性。计算分析表明：

1）有保护失冷事故后，该事故余热排出系统的设计参数和系统配置可以完成预定排热功能，保证堆芯安全。

2）由于在模拟计算时没有考虑主热传输系统二回路散热对缓解事故后果的贡献，所以计算得到的堆芯铅铋温度、主容器冷热段温度和安全容器壁面温度相对实际值偏高。

本文针对中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统建立模型进行了瞬态数值分析，下一步将搭建实验平台开展实验研究，对设计及优化提供实验数据和技术支持。

［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 Aït 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］ 詹文龙，徐瑚珊．未来先进核裂变能ADS嬗变系统［J］．中国科学院院刊，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，France，March 4－7，2013．

［6］ 吴宜灿．中国铅合金冷却研究反应堆CLEAR－I概念设计研究［J］．核科学与工程，2013．

［7］ FDS团队［OL］．http：／／www．fds．org．cn．

［8］ 吴宜灿，黄群英，朱志强，等．中国系列液态锂铅实验回路设计与研制发展［J］．核科学与工程，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］ 吴宜灿，黄群英，柏云清，等．液态铅铋回路设计研制与材料腐蚀实验初步研究［J］．核科学与工程，2010，30（3）：49－54．

［11］ 祝玲琳，柏云清，陈钊，等．液态铅铋实验平台无窗靶水力学原理验证实验段设计研究［J］．核科学与工程，2010，30（4）：333－337．