新型管式-池式钠冷快堆设计的失流事故瞬态分析

卢忝余 袁光辉 张思原 王媛美 黄擎宇

中图分类号： TL413                     文献标识码： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.19.003

0 引言

本文介绍了一种新型的管式-池式钠冷快堆系统，并对该系统的失流事故做了分析计算，对缓冲池内温度分布做了简要计算，对失流事故发生后，缓冲池内出现的热分层现象、整体温度上升现象做了分析。

1 背景介绍

国际上已建成的钠冷快堆系统一回路基本分为两种，池式系统与管式系统。管式系统在日本较为成熟，例如JOYO与MONJU等较著名的钠冷快堆设计都采用这种一回路布置方案[1-2]。管式系统的特征为中间热交换器（IHX）、主循环泵和反应堆堆芯采用分开布置的方案，冷却剂通过管道流经这些系统主要部件，其结构示意如图1。管式系统的优点在于系统较紧凑，同时由于各主要部件可以采用模块化的组装形式，因此较容易维修与检查。然而管式系统也存在较明显的缺点：由于管道承载冷却剂的流动，因此较容易发生冷却剂泄露事故;系统紧凑会导致回路中冷却剂装载量较少，因此热惯性较低。另外管式系统还存在建造成本较高的问题。

另一种主流系统采用的是池式结构，例如EBR-II、BN-600以及凤凰系列都采用这种设计方案[3]。池式的特征为一回路中主要部件，例如堆芯、主循环泵、IHX、余热排出系统等，都浸没在液态金属池中，如图2所示。池式结构中存在大量液态金属冷却剂，因此热惯性很高，这在安全性方面非常重要。同样，由于所有一回路部件都浸没在池子中，所以较难发生冷却剂泄露事故，而且对生物屏蔽的要求也可以简化。然而在池式结构中，主泵、中间热交换器以及连接管道等部件在钠池中的布置会成为设计者们考虑的问题之一。并且由于主要部件都浸没在钠池中，所以一回路系统较臃肿。另外由于在设计中通常采用冷池-热池的结构导致流动阻力相对较高，为了在事故过程中建立起自然循环，需要较大的热源-热阱高度差，所以很难进一步减小池式系统的主容器尺寸。而大钠池可能出现制造上的问题。在福岛事故之后，设计者们更加关注地震等自然灾害的影响，对池体安全性的要求再一次提高。另外，从经济学角度考虑，一般可以通过提高回路温度来获得更多的热循环效率。由于堆芯冷却剂进口温度与冷池温度几乎相同，若冷池升温则必然导致系统热惯性降低，并且整体温度上升。因此对于池式系统而言，几乎无法通过这种方法提供经济性。

在钠冷快堆系统的设计上，要求结合经济性，降低建造成本，同时应具有良好的安全性，并尽可能使系统灵活（这点主要体现在模块化处理与减小主容器体积等方面）。近年来国际上提出一种新型的管式-池式结合的系统布置方法，如图3所示。正常运行时，冷却剂经过堆芯之后流入到上方热池中，之后通过主循环泵进入到IHX中，然后进入到堆芯下方区域，完成循环。同时在设计中采用了流动二极管这一设备：在正常运行中，泵作为主要驱动部件，流动二极管中流体从下往上流动，此时，流动阻力较大，因此流量较小;而当事故工况下，泵停止运行，一回路中建立起自然循环，此时冷却剂主要流动方向为“堆芯—热池—PHX（与缓冲池的热交换器）—堆芯”，此时流动二极管中流体从上往下流动，流动阻力大幅度减小，这种方法降低了建立自然循环时一回路中的流动阻力。此新型系统考虑了紧凑性与经济性，将一回路系统浸没在缓冲池内，可以提高系统的模块化程度。并且由于缓冲池有较大热惯性，在发生失流等事故時可以帮助降低一回路系统温升，保证系统安全性。

为了验证此管式-池式系统的性能，本文建立符合管式-池式结构设计的模型，采用系统分析程序对此模型进行计算，分析其在失流事故下的安全性。

2 管式-池式系统建模计算

本文构建一个热功率为62.5MW的反应堆系统，堆芯进口冷却剂温度保持在616K，堆芯冷却剂出口混合温度为724K。在正常运行时系统总流量为520kg·s-1，自PHX向上流入热池的总流量约为56kg·s-1。在进行功率计算时，将轴向燃料膨胀、径向燃料膨胀、轴向构建膨胀以及转换区的冷却剂温度变化、燃料和包壳等的膨胀折算成冷却剂密度反馈与多普勒温度反馈两部分。

本设计中，热池用高3.5m，半径0.65m的CV400表示（5×8×7三维控制体），缓冲池半径为2.75m，高7.5 m，分为三部分，自上而下分别用CV800（5×8×5三维控制体）、CV801（4×8×4三维控制体）以及CV 802（5×8×8三维控制体）表示。在建模中，在θ方向将系统分为8个区域，一回路中泵位于II、VI区域，一回路与缓冲池的热交换器PHX位于IV区域与VIII区域。

3 失流事故分析

对于钠冷快堆系统而言，失流事故为基准事故之一，本文将对此管式-池式系统在失流事故情况下的热工水力情况展开分析。假设事故发生后，两台主循环泵转速在30秒内线性下降到零，并且考虑在事故发生后5秒触发停堆信号，同时逐渐移除中间回路冷却剂流量。在本文的分析中，未加入DHX，因此事故后只有缓冲池对一回路系统进行冷却。

正常运行时，PHX处冷却剂流动方向为自下而上流，约56kg·s-1，在图中取PHX的这个流动方向为负方向。如图6所示，当发生主循环泵停泵之后，系统流量大幅度下降。在事故发生初期，由于IHX正常运行，热阱不变，所以在短时间内，IHX一回路出口的冷却剂温度将小幅下降，导致堆芯入口及出口处冷却剂温度产生微小的波动。之后由于系统流量下降导致堆芯冷却剂出口温度快速上升，如图7所示，在事故发生90s时，堆芯出口温度上升到约940K。事故发生5s后触发停泵动作，堆芯功率大幅下降，如图8所示。由于功率下降，堆芯出口冷却剂温度相应降低。

事故初期，如上文所述，堆芯下方区域冷却剂温度会稍稍下降，由于PHX下方温度与堆芯下方区域冷却剂温度相同，如图9，在事故开始阶段，PHX下方温度会小幅降低。之后由于堆芯冷却剂出口温度上升，导致热池内温度上升。并且由于主循环泵停运，一回路中逐渐建立起自然循环，流动方向为“堆芯—热池—PHX—堆芯”，此时PHX中流动方向为自上而下流动，图6中PHX流量自负为正，基本稳定后约为20kg·s-1。在自然循环建立起之后，PHX顶部冷却剂温度接近热池温度，在事故200s时达到峰值，约765K。由于PHX内冷却剂与缓冲池换热，在短时间内底部温度将接近缓冲池温度，即616K。

在計算失流事故中一回路与缓冲池的热交换作用，不仅仅需要对PHX冷却剂流量、进出口温度作分析，还需要对缓冲池内冷却剂温度随时间变化作描述，判断其中是否发生热分层现象以及其中冷却剂流动方式。如图10所示，在事故中缓冲池内冷却剂完成与PHX内冷却剂换热后温度上升，密度下降，因此在浮力作用下向上流动。所以缓冲池内顶部冷却剂温度逐渐上升，随着事故进行，出现明显的热分层现象，并且等温线随时间逐渐下移。上部较热冷却剂将热量传递给下方冷却剂，使下方冷却剂温度上升，并且由于一回路热池温度较高，缓冲池顶部冷却剂将缓慢温度上升（在图10中，t=2000s中温度范围较宽，因此与前三个时间点的温度分布图范围不一致）。

4 结论

本文介绍了一种新型的管式-池式钠冷快堆系统，此系统具有模块化程度高、一回路结构紧凑、热惯性较大等优点，并且在设计上采用流动二极管这一部件，对失流事故下一回路内建立自然循环有较大帮助。在此基础上，对该系统的失流事故做了分析计算，结果中展示出PHX内冷却剂在失流事故发生后出现流动方向改变的现象，以及由于存在与缓冲池的热交换，一回路中整体温度在事故发生后较长一段时间内维持在较低值，体现出了系统的热惯性、安全性。同时还对缓冲池内温度分布做了简要计算，对失流事故发生后，缓冲池内出现的热分层现象、整体温度上升现象做了分析。

参考文献

[1]微亮.日本的文殊快堆将于7月联网发电[J].国外核新闻，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.