小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统设计研究

吕明宇，梁胜莹，王　冲

小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统设计研究

吕明宇，梁胜莹，王冲

（中国原子能科学研究院，北京 102413）

在快堆蒸汽发生器中，由于运行条件和腐蚀等原因常导致传热管泄漏。高压水/水蒸气向钠侧喷射，剧烈的钠水反应可能会对蒸汽发生器造成严重破坏。为了能够更准确地预测、核算发生小泄漏时钠水反应事故对邻管（靶管）的影响，设计小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统，对泄漏率测量、水系统控制与注射等关键技术进行了详细阐述，并与韩国、印度等钠水反应装置进行对比分析，表明：针型阀启停和高精度注射泵相结合的方式保证了测量的准确性；针型阀与气体定压相结合的方法可灵活控制注水启停及反应的发生。同时，系统设置了氩气加压系统，对系统的安全性提供了双重保障。

快堆；蒸汽发生器；钠水反应；泄漏率；针型阀

钠冷快堆是提高核燃料利用率、增强核电系统经济性与清洁性的关键技术。钠冷快堆采用钠—钠—水三个回路，蒸汽发生器位于二回路与三回路的交界处，蒸汽发生器管内介质是水/水蒸气，管外介质是液态钠。由于水/水蒸气侧压力比钠侧高，如果管壁出现裂纹，水会冲入钠中发生钠水反应。目前，法国凤凰堆、英国PFR蒸汽发生器已发生多次泄漏事故。蒸汽发生器水泄漏导致的钠水反应使快堆安全运行面临严峻考验[1,2]。因此，设计钠水反应试验系统，研究小泄漏钠水反应对靶管的影响规律，为蒸汽发生器安全运行及事故分析提供参考。

国内外都搭建了相应试验装置对钠水反应进行了研究。1991年，中国原子能科学院搭建了小钠水反应试验装置进行了钠水反应噪声探测研究及氢计诊断等研究，但装置冗杂，一些设备老化导致控制不够精确[3-5]。韩国的钠水实验系统在不同温度下喷射水蒸气到钠液中，对喷嘴的自损耗进行了研究，但喷射不同温度的水蒸气容易发生烫伤危险，试验装置不够安全[6]。日本钠水反应试验系统主要研究少量水泄漏到钠中，对于靶管损耗和自损耗的影响规律，将水直接喷射入钠侧与实际蒸发器的汽工况存在偏差[7,8]。印度[9]在试验管段的出口增加了爆破片，用于释放过高的压力。将传热管的局部地方减薄制作漏孔，但开口处产生的氢气导致的压力累积会对试验装置的安全性造成影响。因此本文基于上述研究，设计了一种安全、可控的钠水反应试验系统，阐述了水泄漏率测量、水系统控制与注射等关键技术，并与韩国、印度等钠水反应装置进行对比分析。

1　系统工艺流程及组成

小钠水试验系统的总体工艺流程如图1所示。来自钠熔化加热系统的高温液态钠与来自水系统的高压过热射流水在反应器里发生剧烈的钠水反应，生成的气态产物经分离与冷却处理后送至废气排放系统，反应后的固态产物与残钠经废钠排放罐送至钠生产厂进行回收处理。采用氩气对试验设备进行保护，防止发生钠火反应引起危险。工作过程包括：（1）靶管充氩及注水管充水；（2）试验前系统吹扫及小钠水反应器充钠；（3）钠水反应及产物处理；（4）试验后系统吹扫与清洗。

小泄漏钠水反应试验系统包括水系统、氩气及蒸气系统、钠熔化加热系统及小钠水反应与分离系统。水系统主要由注射水泵、水路电加热器、供水泵、供水箱、真空泵等设备组成。水系统一是提供反应所需的高压过热射流水（水蒸气），二是为试验系统提供事后冲洗水。氩气及蒸汽系统利用氩气钢瓶组在试验前、后对整个试验系统进行吹扫和置换并对靶管充氩，进行钠充装操作并作为存钠容器的保护气。钠熔化加热系统利用氩气将钠充装入钠加热熔化装置后，钠被加热熔化至试验所需温度后充入反应器中。钠水反应与分离系统进行高压过热射流水（水蒸气）与高温液态钠的钠水反应，并处理反应生成的产物，是本试验的核心系统，主要由钠排放罐、废水排放罐、小钠水反应器（内含注水管、泄漏管及靶管）、电加热炉、钠蒸气阱等设备组成[10]。

2　关键技术及特点

在小泄漏钠水反应实验中，由于泄漏量很小（0.1～10 g/s），水泄漏率控制是技术难点，对水泄漏率的控制包括：对实验工况（水/水蒸气的温度、压力）的保证；实现钠—水通道快速开启/关闭控制；泄漏率的测量与控制等。

图1　试验系统工艺流程图

1——一级事故排放罐；2——二级级事故排放罐；3——电磁泵；4——主加热器；5——外加热器；6——高压水泵；7——贮水罐；8——高压釜；9——钠水反应器；10——缓冲罐；11——阻火器

2.1　温度、压力控制

在温度控制方面，通过温控及加热装置对进入反应系统的水/水蒸气温度进行准确控制，水/水蒸气在流向射流出口过程中，会被钠液加热，导致射流处的温度与控制温度存在差别，通过热电偶对实际射流出去的水/水蒸气温度进行测量。

使用封闭可靠的容器及性能稳定的泵控制水侧的压力。但钠水实验需对水侧介质的微量泄漏进行精确计量，此二者的配合会形成较大的技术难度，因此针对系统特点及技术难点，设计了水/水蒸气系统启停控制、水泄漏率测量与控制方案。

2.2　水/水蒸气系统控制与注射方案

水/水蒸气与钠一旦接触，即刻发生剧烈反应，能够精准地控制水侧的开启/关闭，对实验的精确性以及系统的安全有重要的意义[11-13]。微流体控制阀门要求结构简单，体积小，密封可靠，需要具备瞬时开关功能。通过针型阀控制水/水蒸气通道的启停，不仅有利于注水量的计量，而且有利于灵活控制反应的进行，提高安全可靠性，针型阀结构如图2、图3所示。

图2　水系统控制与注射方案示意图

图3　泄漏管内部结构

该技术的特点主要包括以下几点：

（1）阀头采用针型阀结构，锥体密封面对气流通道进行开启和密封。阀头使用一个丝杠和连杆连接到实验壳体之外的一个伺服电机上，用伺服电机控制阀头的提起和下降。阀头连杆通过丝杠和阀体连接，丝杠采取较为紧密的配合方式，并且圈数可以较多，配上高温润滑油，可以实现较高压力下的密封。针型阀距离泄漏孔很近，小于模拟泄漏管的直径，可较灵敏地实现水/水蒸气的开启/关闭，针型阀套件剖视图如图4所示。

同时，设置氩气加压系统，为切断水蒸气管路的操作提供了双重保障：如果针型阀正常工作，则仍然使用针型阀系统进行控制；如果针型阀失效，则关闭蒸汽阀门，用加压氩气将水蒸气切断和推出。

（2）液态水进入电加热/保温系统，生成对应温度的水/蒸气，并通过内径1 mm细不锈钢管导入到泄漏管中，通过针型阀后，连接到泄漏孔的位置。

（3）水管接有压力测量装置，用于记录实验时水侧的压力。在阀体出口位置，安装热电偶，记录水侧在泄漏之前的温度值。

（4）泄漏管试验段（端头）的连接：与供汽母管之间使用螺纹连接。在每次试验中，泄漏管会发生自损耗，不能重复使用，但供汽母管加工成本较高，需要重复使用。所以，不能重复使用的试验段和需要重复使用的母管之间采用螺纹连接，泄漏管尾部端头剖视图如图5所示。

图5　泄漏管尾部端头剖视图

（5）当发生事故时，钠水反应失控，压力瞬间急剧升高。当压力超过反应分离器管道上爆破片的爆破压力时，爆破片将自动爆破打开，泄放小钠水反应器内的气态产物至反应物分离器中进行处理，同时立即停止注水，从而保证小泄漏钠水反应系统的整体安全。

2.3　水泄漏率的测量与控制

（1）水供应及测量系统

水供应与测量系统主要由高压活塞式注射水泵、水路电加热器、供水箱以及管道等组成。供水箱中的蒸馏水由注射水泵送入水路电加热器加热形成高压过热射流水，充装进入小钠水反应器的射流管。在注射水泵出口设定有高压电磁阀切断阀，在紧急情况下可以快速地关断供水系统。

在小泄漏钠水反应靶管损耗试验中，水/蒸气泄漏率需控制在0.1～10 g/s，水注射控制系统，压力设定为15 MPa，泄漏率（注水速率）设计值为0.05～20 g/s，注射时间为3～300 s。注射水泵采用高性能微量泵（流量误差＜1%），通过活塞的位移可实现0.05～20 g/s范围内泄漏率的精确控制。同时通过控制器可均匀连续调节注水速率（泄漏率），使其不受反应器内温度、压力波动的影响，实现了泄漏率的稳定控制。针型阀与气体定压两种方式相结合可灵活控制注水启停，进而提高了泄漏率的控制精度，保障试验系统实现泄漏率的控制目标。

（2）泄漏率测量技术

钠水泄漏反应中，由于钠是过量的，对水侧介质的泄漏率更敏感。水蒸气是气体，若需要其压力稳定，气空间的容积越大越好。气空间较大的时候，微量的质量变化会被气体的压缩性吸收，当泄漏孔当地无法安装流量计量装置的时候，将使得泄漏率无法准确测量，由此形成了蒸汽压力的稳定性和泄漏量的精确计量之间的技术矛盾。相对而言，水侧的压力和温度对靶管损耗过程的影响程度，比水介质泄漏量本身要小，必须优先保证泄漏率的计量精确性，因此本方案的设计思路是尽可能减少水侧空间的体积。

实验中利用14 MPa氩气推动水的注入，以保证泄漏始终在定压条件下发生，在泄漏出口管壁外布置爆破片，在封堵的泄漏孔被预设压力的氩气冲开后，汽侧停止氩气供应，开启针型阀注入预定压力的水/水蒸气。由于泄漏处的条件限制，不能在泄漏位置安装流量计量装置实时测量泄漏率。通过控制针型阀启停，记录实验始末时间、注水量、压力和温度，算出此时间段的平均泄漏率。文献［5］表明，钠水反应时间短，泄漏水量较小，可采用短时间内平均泄漏率进行试验研究。同时系统采用控制器自动调节，维持泄漏率稳定，以减小泄漏率变化引起的试验误差。将小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统，并与韩国、印度等试验装置进行对比分析，如表1所示。

表1　试验系统性能对比表

3　实验工况及参数选定

3.1　实验工况

——钠温度；

——漏孔与靶距离。

基于小泄漏钠水反应试验系统，研究不同泄漏率、不同钠温，及不同管间距工况下靶管损耗率，并根据实验数据，对计算靶管损耗率的经验公式进行修正。根据试验条件及蒸汽发生器设计要求，基本工况钠温为500 ℃，管间距选择与蒸汽发生器实际尺寸接近的28 mm，泄漏孔径选择0.5 mm。在试验中固定两个因素，验证单个因素对损耗率的影响，其中温度设定250 ℃、300 ℃、350 ℃、400 ℃、450 ℃及500 ℃共6 个温度工况试验，管间距设定为：15 mm、18 mm、22 mm、25 mm、28 mm、30 mm。水压力设定为15 MPa，水/水蒸气温度290 ℃，根据伯努利方程建立孔径与泄漏率计算公式（2），计算得到的泄漏孔直径与泄漏率的对应关系如表2所示，在小泄漏情况下，水/水蒸气泄漏率在0.1～10 g/s，因此选择0.3 mm、0.4 mm、0.5 mm、0.6 mm的孔径进行实验，保证泄漏率在验证范围之内，小泄漏钠水反应实验工况如表3所示。

式中：——泄漏率；

——泄漏口面积；

、0——内、外侧介质压力；

——泄漏口上液位高度。

当汽/水管束发生泄漏时，射流方向与钠液流动方向交叉或垂直，钠侧流场将削弱射流水对邻管的冲击。因此钠液静止，射流管喷射孔垂直喷射靶管，工况最为恶劣，并以此作为系统试验工况[13,14]。

表2　泄漏孔直径与泄漏率的计算结果

3.2　爆破片爆破压力计算

水泄漏率与泄漏孔尺寸及爆破片的爆破压力等有关，为准确控制泄漏率，需对爆破片的爆破压力及反应器压力进行核算。反应器内压力有两个波动峰值，一是试验开始的瞬间，二是靶管被击穿的瞬间，最高工作压力取二者中的较大值。试验系统相关参数如表4所示。

表3　小泄漏钠水反应实验工况表

表4　试验系统相关参数

（1）试验开始的瞬间

射流水单位时间物质的量为：

极端情况下，假设生成产物全部为Na2O和H2，无NaOH生成，此时氢气的生成速率达到最大，氢气体积为：

参加反应的射流水量少，可认为小钠水反应器的温度基本维持在490 ℃。此时小钠水反应器的压力为：

（2）靶管被击穿的瞬间

假定靶管充氩压力为15.0 MPa，防止靶管被击穿时钠液倒流入靶管中。靶管被击穿时小钠水反应器的压力为：

因此小钠水反应器最高工作压力为：

拟选择正拱形普通爆破片，若最高工作压力与最小标定爆破压力之比为70%。故爆破片的最小标定爆破压力为：

因此，小钠水反应器最高工作压力为：0.902 5 MPa，爆破片爆破压力：1.289 3 MPa，选取反应器的设计压力为2.5 MPa，有充分的安全余量。

4　结论

钠水反应会对蒸汽发生器传热管造成严重损坏，威胁蒸汽发生器的安全运行。为进行钠水反应及靶管损耗等研究，设计了小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统，并与韩国、印度等试验装置进行对比分析，表明本试验系统采用针型阀启停和高精度注射泵相结合的方式可精确测量、控制泄漏率。针型阀与气体定压两种方式相结合的方法可灵活控制注水启停。同时，还增加了氩气加压系统，可为试验系统的安全操作提供双重保障。试验系统在压力、温度控制，启停控制，泄漏率精确测量及事故保护等方面均有可靠保证，在精确性、灵活性、安全性等方面都有了一定改进，可为小泄漏钠水反应及靶管损耗研究提供可靠的试验平台。今后研究中，可考虑增加反应产物检测分析装置，为蒸汽发生器事故分析提供基础数据。

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Design and Research on the Target Tube Loss Test System in Small Leakage Sodium Water Reaction

LYV Mingyu，LIANG Shengying，WANG Chong

（China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

In the steam generator of fast reactor power plant，it is difficult to avoid the leakage of heat transfer tube due to the operation conditions and corrosion．When high pressure water/steam is injected to the sodium side，severe exothermic reaction of sodium water may cause serious damage to the heat transfer tube of steam generator．In order to more accurately predict and account for the impact of sodium water reaction accident on adjacent pipes（arget pipe）in case of small leakage，the loss test system and working condition of sodium water reaction target pipe with small leakage are designed，and the key technologies such as water leakage rate measurement，water system control and injection are described in detail．The test system is compared with South Korea，India and other sodium water reaction devices，and the results show that：in this test system，the leakage is controlled and measured by the combination of needle valve and high-precision injection pump to ensure the accuracy of measurement；the combination of needle valve and gas constant pressure can flexibly control the start and stop of water injection and the occurrence of reaction．At the same time，the system is equipped with argon pressure system，which provides double guarantee for the safety of the system．

Fast reactor；Steam generator；Sodium water reaction；Leakage rate；Needle valve

TL36

A

0258-0918（2021）03-0452-08

2021-02-11

吕明宇（1982—），男，河北景县人，高级工程师，硕士，现主要从事核安全技术及工程方面研究