熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

刘明皓，王成龙，张大林，秋穗正，张玉龙

熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

刘明皓1，王成龙2, *，张大林2，秋穗正2，张玉龙1

（1. 中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041；2. 西安交通大学 能源与动力工程学院，陕西 西安 710049）

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统，其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计，结合高温热管技术，本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统，以提升反应堆系统的非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点，本文对MSRE堆开展了典型事故工况下系统的瞬态特性分析，包括无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故。分析结果表明，在各事故条件下，系统关键温度参数均在安全限值范围之内，HP-PRHRS系统能够有效导出燃料盐衰变热，确保反应堆系统安全，从而理论验证了HP-PRHRS概念设计的可行性与合理性。

非能动余热排出系统；高温热管；热工水力分析；熔盐堆

日本福岛核事故后，核反应堆系统对自身的非能动安全性需求日益提升。余热排出系统作为反应堆主要系统之一，直接关系到反应堆系统安全。与以往的水堆不同，熔盐堆堆芯内没有固态燃料，燃料直接以液态形式在堆芯及一回路内运作。基于这一特点，熔盐堆的余热排出系统通常以一种简单直接的方式运作。当发生事故时，堆芯及一回路的燃料盐直接排放至余热排出系统的多个卸料罐中，之后在卸料罐中进行有效冷却，从而保障堆芯及一回路安全。MSRE作为唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统，采用水—蒸气套管式换热器，配套以泵驱动的水冷回路[1]。卸料罐中燃料盐的余热通过水—蒸气套管式换热器导出，之后经由水冷回路的冷却，最终将热量排放至外界环境，进而保障系统安全。但由于系统正常功能依赖泵的能动运行，MSRE的余热排出系统基本不具备非能动安全性，无法满足第四代堆的设计需求。

因此，为提升熔盐堆非能动安全性，研究者提出了熔盐堆热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计方案[2, 3]。高温热管是一种高效非能动传热原件，如图1所示，外形为封闭空心管，包含蒸发段、绝热段和冷凝段。热管内部工质（如钾、钠等）在蒸发段内气化吸热，然后在冷凝段内液化释热，形成气液两相自然循环，进而实现热量的非能动轴向传递。HP-PRHRS充分结合高温热管技术，利用高温热管的完全非能动特性和优秀传热性能，实现燃料盐余热的非能动导出。前期已开展了部分相关理论和实验研究，初步验证了高温热管用于熔盐堆系统的可行性[4-8]。

图1　高温热管原理示意图

本文结合HP-PRHRS概念设计理念，为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统，并对MSRE堆开展了事故工况下系统的瞬态特性研究，包括无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故，以分析系统在事故工况下的运行性能。

1　HP-PRHRS系统设计

如图2所示，HP-PRHRS主要由卸料罐、排热烟囱和高温热管组成。当反应堆发生一回路大破口、失流等事故时，压力容器中燃料盐温度迅速上升使冷冻阀开启，燃料盐依靠重力作用快速下泄到卸料罐中，插在卸料罐中的高温热管迅速启动导出其热量。燃料盐热量的导出主要依靠卸料罐内燃料盐与高温热管间自然对流，高温热管非能动传热和排热烟囱内空气的自然循环，因此HP-PRHRS具备良好的非能动安全性。

图2　MSRE HP-PRHRS系统示意图

HP-PRHRS卸料罐为卸料燃料盐的储纳容器和冷却场所，其结构尺寸应当合理设计。考虑卸料罐内燃料盐再临界、结构热冲击和反应堆燃料盐装量等因素，再鉴于MSRE熔盐堆的成功运行，HP-PRHRS中的卸料罐罐体尺寸和数量将在MSRE熔盐堆原本卸料罐基础上进行设计。MSRE热管式非能动余热排出系统设置有两个结构尺寸相同的卸料罐。卸料罐为立式熔盐储存罐，每个卸料罐都能够完全容纳堆芯及一回路内的全部燃料盐。非能动余排系统卸料罐结构示意图如图3所示。卸料罐总高2.18 m，内径1.27 m。卸料罐划内分成两个区域：一个是正常卸料区域，堆芯及一回路燃料盐正常排放时，全部燃料盐均匀分配进入各卸料罐的正常卸料区，液位高度不会超出正常卸料区高度；另一个是事故应急区，卸料罐上方区域为事故应急区，当冷冻阀开启故障出现燃料盐排放分配不均匀时，其中一个卸料罐内燃料盐装量会超过正常装量，燃料盐液位高度即会处于事故应急区域内。卸料罐内燃料盐衰变热排放基本全部依靠高温热管。每个卸料罐上共计安装20根高温热管，分成四竖列，周向均匀对称布置（相邻两列夹角90°），每列5根；蒸发段从卸料罐侧壁面插入，罐外的冷凝段略高于罐内的蒸发段，使热管与水平呈10°倾角。卸料罐设计参数如表1所示。结合MSRE燃料盐运行温度区间，高温热管工质采用金属钾，设计参数如表2所示。

表1　卸料罐参数表

表2　高温热管参数表

MSRE选用结构材料镍基合金Hastelloy N作为系统及结构材料。HAYNES公司给出的Hastelloy N合金性能技术报告指出[9]，熔盐温度在704 ℃到871 ℃之间，Hastelloy N具有较强的抗氧化能力，且871 ℃（1 144 K）后合金与熔盐相容性有待进一步研究。因此保守选取871 ℃（1 144 K）作为瞬态事故条件下系统温度限值。进一步出于安全性考虑，堆芯燃料盐出口温度与材料温度限值间应留有足够裕量，为系统操作预留时间。因此当达到821 ℃（1 094 K，低于合金温度限值1 144 K）时即需要进行卸料操作，将燃料盐排放至卸料罐，使非能动余热排出系统投入运行。

2　系统建模与计算

HP-PRHRS系统的运行可主要分为三部分：（1）熔盐堆堆芯内燃料盐裂变释热与流动换热；（2）HP-PRHRS投入后燃料盐排入卸料罐衰变产热，并与高温热管进行自然对流换热，将热量导出；（3）高温热管通过与散热风筒内空气自然对流最终将热量排放至外界环境。本文针对HP-PRHRS系统的结构及运行特点，建立了一套较为完整的数学物理模型。

2.1　堆芯物理热工计算

本文采用点堆模型与燃料盐流动换热模型耦合进行堆芯物理热工建模。将堆芯功率分解为时间和空间的函数，采用反应堆中子动力学模型求解反应堆瞬态功率，方程组如下：

式中：——裂变总功率，W；

——裂变时间，s；

eff——有效增值系数；

r——反应性注入；

lost——先驱核在外部回路中衰变引起的反应性损失；

static——静态燃料盐工况下缓发中子份额；

pr——瞬发中子寿命，s；

——缓发中子先驱核组数（6组），取值1～6；

——先驱核的衰变常数，s-1；

i——第组缓发中子先驱核的裂变功率，W；

i——第组缓发中子在全部裂变中子中的份额；

——燃料盐的质量流量，kg·s-1；

——燃料盐的质量，kg；

——燃料盐的体积，m3。

对于燃料盐在堆芯石墨通道内的流动传热，采用如表3所示的一系列半经验公式进行计算[10]。

2.2　燃料盐衰变热导出计算

燃料盐经过两列卸料管线分别进入两个卸料罐。正常情况下每个卸料罐内燃料盐装载量为总燃料盐量的50%。

式中：——卸料罐数量；

——卸料盐质量，kg；

salt——卸料盐温度，K；

d——衰变热功率，W；

c——系统冷却功率，W。

燃料盐排放并储存于卸料罐内，与高温热管间通过自然对流将热量传递至热管冷凝段。对于本文HP-PRHRS设计，燃料盐与热管间传热模型为[7]：

式中：——数列管束间距，m；

——管径，m；

——热管总长度，m；

——热管与水平方向倾斜角。

对于高温热管的传热，本文采用如下热管热阻网络模型进行计算：

图4　热阻网络结构图

1——蒸发段管壁径向热阻；2——蒸发段吸液芯径向热阻；3——蒸发段液环热阻；4——冷凝段液环热阻；5——冷凝段吸液芯径向热阻；6——冷凝段管壁径向热阻；7——过渡段管壁轴向热阻；8——过渡段吸液芯轴向热阻

（11）

式中：k——热导率，W·m-1·K-1；

∞, c——换热系数，W·K-1·m-2；

c——冷却换热面积，m2；

∞, c——环境冷却温度，K。

2.3　散热风筒冷却计算

空气底部进入风筒后竖直掠过热管束，与热管自然对流换热后从顶部排出，进而将热量排放至外界环境。风筒内空气与高温热管间的自然对流换热可用Corcione模型进行计算[11]：

——竖列管束中的管数量。

同时热管外壁面可视为光滑圆管，因此空气流过热管的阻力计算可采用如下模型：

式中：D——管外空气流动的压力损失，Pa；

max——最大质量流速，kg·m-2·s-1；

——考虑管束排列方式的修正系数；

c——重力加速度，m·s-2。

2.4　程序计算

本文基于上述模型开发了HP-PRHRS系统分析程序，采用吉尔算法和R-K算法进行求解。如图5所示，程序的分析流程依照HP-PRHRS的实际运行流程进行。首先进行堆芯热工物理瞬态计算，分析堆芯温度、功率和流量等参数，进而判断堆芯运行状态。当堆芯温度达到HP-PRHRS投入温度后，燃料盐从堆芯排入卸料罐进行冷却。程序随即开展计算，跟踪分析燃料盐冷却、系统功率及热管运行等多个系统运行环节。同时本文采用橡树岭国家实验室MSRE的运行试验数据进行了堆芯物理热工计算验证[12]，采用前期研究中的HP-PRHRS系统瞬态试验数据进行了热管及系统的散热计算验证[8]。程序结果与实验数据均能够吻合良好。

图5　计算流程图

3　瞬态分析

本文针对几种典型的熔盐堆无保护事故和特有事故进行了计算分析。无保护是指在事故过程中相关参数的变化不引起停堆或其它保护系统动作，功率的变化完全靠燃料多普勒效应和石墨慢化剂和冷却剂温度引起的负反馈效应来控制，本文分析包括无保护反应性引入事故、无保护入口过冷事故和无保护失流事故；特有事故是由于熔盐堆系统设计与结构差异而产生的其他堆型通常不会发生的事故，本文研究包括冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故。

在本文的计算中，事故发生前MSRE熔盐堆堆处于10 MW稳态正常运行工况，反应堆堆芯入口温度平均为908 K，出口温度平均温度为935 K。反应堆堆芯热工物理计算初始参数如表4所示。

表4　堆芯初始参数

3.1　无保护反应性引入事故

发生无保护反应性引入事故时，堆内会突然产生一个正的反应性引入，造成反应堆功率突然急剧上升。由于目前国际上熔盐堆事故分析研究尚不完善，熔盐堆的设计也正处于研究阶段，因此熔盐堆最大反应性引入事故的引入时间与反应性数值的相关参数没有统一的规定。本文分析的是熔盐堆在正常运行工况下，由于控制棒误动作而直接引入500 pcm的持续正反应性，同时假定该事故不引起停堆或其它保护系统动作时，系统热工水力特性的变化。堆芯燃料盐温度、堆芯功率、堆芯流量和温度反应性反馈等重要参数随时间的变化情况，如图6所示。堆芯内引入500 pcm反应性后，堆芯功率瞬间提升至原功率的18倍，最热通道的出口温度迅速上升至1 089 K。在反应性反馈的作用下，堆芯温度的剧烈上升引入了负的反应性，使反应堆功率最终维持于初始的5倍。在无保护500 pcm反应性引入事故中，燃料盐温度低于HP-PRHRS投入的触发温度1 094 K，此时反应堆可无需HP-PRHRS介入，仅依靠自身的温度反馈即可保证安全。

图6　无保护反应性引入事故堆芯参数变化

图6　无保护反应性引入事故堆芯参数变化（续）

3.2　无保护失流事故

发生流量完全丧失事故后，一回路燃料盐主泵故障，导致堆芯燃料盐流量在20 s内降至零。在该事故中假定堆芯的所有保护、控制及调节系统均不投入。图7为无保护失流事故发生后，堆芯燃料盐温度、堆芯功率、堆芯流量和温度反应性反馈等重要参数随时间的变化情况。事故发生后，堆芯燃料盐流量迅速降低至零，导致燃料盐温度迅速升高，同时在堆芯内引入了较大的负燃料盐温度反应性反馈。最热通道燃料盐出口温度上升至1 094 K，达到HP-PRHS运行触发温度，因此HP-PRHS投入，将堆芯内燃料盐排放至卸料罐进行冷却。

图8为无保护失流事故发生后HP-PRHRS的运行情况。HP-PRHRS运行过程中，高温热管工作性能良好，经过3 h热管总功率达到峰值39 kW。在初期短时间内热管散热功率小于燃料盐衰变热功率，导致燃料盐温度上升，峰值温度为1 064 K，低于温度限值1 144 K，系统安全。在无保护失流事故中，HP-PRHRS安全运行，有效冷却燃料盐，确保反应堆系统安全。

3.3　无保护堆芯入口过冷事故

在无保护堆芯入口过冷事故中，假定事故发生后堆芯入口温度在60 s内降低100 K，即从908 K降低至808 K。图9为无保护堆芯入口过冷事故发生后，堆芯燃料盐温度、堆芯功率、堆芯流量和温度反应性反馈等重要参数随时间的变化情况。堆芯功率随着堆芯入口温度降低而上升至初始功率的9.6倍，并保持稳定。由于堆芯功率升高，堆芯燃料盐出口温度也随之升高。事故发生后，堆芯最热通道出口温度达到1 108 K，超过HP-PRHRS运行触发温度限值1 094 K，因此HP-PRHRS投入，燃料盐被排放至HP-PRHRS卸料罐中进行冷却。

图8　无保护失流事故下HP-PRHRS运行情况

HP-PRHRS运行过程中，燃料盐冷却情况、高温热管总散热功率和壁面温度如图10所示。卸料罐内燃料盐在初期受到较大的衰变功率加热，经过2.8 h的短暂上升后达到温度峰值1 074 K，低于温度限值1 144 K，系统安全。系统运行2.8 h后热管功率到达峰值41 kW。在无保护堆芯入口过冷事故中，HP-PRHRS安全运行，有效冷却燃料盐，确保反应堆系统安全。

3.4　冷冻阀开启故障事故

在正常情况下，堆芯及一回路的燃料盐会平均排放至两个卸料罐内。卸料罐额定装量为总燃料盐量的50%，燃料盐处于卸料罐的正常卸料区域内，受到高温热管冷却。如果冷冻阀发生故障，会导致两个卸料罐内燃料盐量分配不均匀，使其中一个卸料罐装量超过额定装量。此时装量超额定量的卸料罐内会产生过大的衰变热功率，影响非能动余热排出系统安全。因此应当分析发生超额定卸料量时，HP-PRHRS的安全运行性能。

图10　无保护堆芯入口过冷事故下HP-PRHRS运行情况

如图11所示，在卸料罐的事故应急区域设置有8根应急热管。当卸料盐量超过额定装量，液位上升至事故应急区，随着液位上升应急热管顺次逐步运作。以HP-PRHRS投入运行的触发温度1 094 K作为燃料盐的初始温度，图11（a）为HP-PRHRS运行过程中，燃料盐峰值温度随卸料罐内燃料盐装量的变化情况。额定装量为2倍表示堆芯及一回路燃料盐全部排入一个卸料罐。没有在事故应急区设置高温热管时，燃料盐峰值温度随额定装量倍数的增加而快速上升，1.6倍的卸料盐装量即可导致燃料温度超过温度限值1 144 K；当设置了应急热管后，燃料盐峰值温度得到有效控制。图11（b）分析了两倍额定装量时，燃料盐的冷却情况。结果表明，在冷冻阀开启故障事故中，应急热管的设置能够有效地控制燃料盐峰值温度，HP-PRHRS能够安全运行，有效冷却燃料盐，从而确保反应堆系统安全。

图11　冷冻法开启故障事故下HP-PRHRS运行情况

3.5　热管部分失效事故

热管是一种可靠的传热元件，正常使用中通常不会发生失效。出于保守分析，本文取热管失效率33%进行计算，即在事故中有4根热管失效，仅有8根热管可以正常工作。图12为燃料盐卸料温度从正常运行卸料温度（936 K）上升至限值温度（1 094 K）时，不同初始温度下燃料盐的冷却情况。从图中可以看出，冷却过程中燃料盐的峰值温度均未超过结构材料温度限值1 144 K，表明热管式非能余热排出系统可安全运行，燃料盐得到有效冷却。

图12　热管部分失效事故中燃料盐冷却情况

4　结论

本文针对MSRE堆初步设计了一套热管式非能动余热排出系统，并开展了事故下系统瞬态分析。结果表明在无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故下，系统关键温度参数均在安全限值范围内，HP-PRHRS能够安全运行，有效导出燃料盐衰变热，确保熔盐堆系统安全，初步理论证了热管式非能动余热排出系统设计方案的可行性与合理性，为后续系统详细设计奠定基础。

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Transient Analysis on the HP-PRHRS for Molten Salt Reactor

LIU Minghao1，WANG Chenglong2,*，ZHANG Dalin2，QIU Suizheng2，ZHANG Yulong1

（1. Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov.610041，China；2. School of Energy and Power Engineering，Xi’an Jiaotong University，Xi’an of shanxi Prov.710049，China）

MSRE is the only molten salt reactor which has complete operation experience. However，its residual heat removal system can’t satisfy the passive safety requirement for the Generation IV Reactors. Based on the conceptual design of heat pipe cooled passive residual heat removal system（HP-PRHRS），a HP-PRHRS has been preliminarily designed for MSRE to improve the passive safety performance of the reactor. Based on the structure of HP-PRHRS and the operation of MSRE，the transient performance of the system under typical accidents has been analyzed including the unprotected reactivity insertion，the unprotected overcooling，the unprotected loss of flow，the open failure of freezing valve and the partial failure of heat pipes. The results show that the key temperature parameters of the system can keep within the safety limits under accidents. The HP-PRHRS can remove the decay heat efficiently and ensure the safety of MSRE. The results verify the feasibility and rationality of the HP-PRHRS.

Passive residual heat removal system；High temperature heat pipe；Thermal hydraulics analysis；Molten salt reactor

TL333

A

0258-0918（2021）03-0460-11

2021-01-11

科技部重点研发计划（2020YFB190006）

刘明皓（1991—），男，湖北宜昌人，工程师，博士，现主要从事核反应堆系统设计方面研究

王成龙，E-mail：chlwang@mail.xjtu.edu.cn