池式钠冷快堆固有热工流体安全特性研究

周志伟,薛秀丽,杨 勇,杨红义

(中国原子能科学研究院,北京 102413)

钠冷快堆是第4代先进反应堆中发展最快、最接近商业化的快堆,在铀资源有效利用和核废料处置方面具有独特的优势[1-2],是我国热中子堆-快中子堆-聚变堆三步走核电发展战略的重要环节[3]。反应堆的安全问题是核电发展的首要问题,而钠冷快堆的固有安全性设计与研究是快堆发展的重要课题之一。对于反应堆固有安全性,有多种不同的表述[4-7]。徐銤院士等[4]提出的表述为,对一系列可能发生的事故,反应堆的设计可由本身物理特性令其达到安全状态,甚至在不采取保护措施情况下,堆的损伤也不会扩展等。从各种不同表述中可看出,固有安全性的本质是当反应堆出现异常工况时,仅依靠反应堆本身内在的固有特性这种非能动的自我调节方式,可使反应堆达到安全状态。具有最完善固有安全性的反应堆将是未来核电站的发展方向[5],因此,钠冷快堆固有安全性的研究意义重大。

目前对钠冷快堆固有安全性的研究基本可分为3个方面:原理上的定性分析研究、实堆试验研究以及基于实堆试验数据的程序理论计算研究。

原理上的定性分析研究,主要研究固有安全特性。徐銤院士[6,8]提出钠冷快堆具有许多固有安全特性,包括钠的高热导率、低压的钠系统、钠对快堆材料腐蚀甚微、熔融燃料与钠无剧烈相互作用、钠辐照后不产生长寿命放射性核素、有足够的运动黏度和热膨胀系数易于设计非能动事故余热排出系统等,同时依此分析了中国实验快堆(CEFR)的固有安全特征;俞保安等[5]、杨红义[7]也提出了类似的安全特性,并将提高钠冷快堆固有安全性的措施归纳为加强负反应性反馈、减小钠正空泡效应、延长一回路钠泵惰转时间、提高自然循环流量、设置自作用停堆系统5个方面[5];徐銤院士等[4]提出钠冷快堆固有安全性主要体现在3道反射性包容边界、低的冷却剂压力和负的反应性系数。

实堆试验研究的主要目标是证明反应堆的固有安全特性是存在的,反应堆是否是固有安全的。如EBR-Ⅱ快堆寿期末的强调固有安全特性的示范表演[9],人为模拟了全厂断电事故。试验进行了两次:一次二回路为强迫循环,一次依靠反应性反馈实现停堆且一、二回路均为自然循环状态持续600 s。结果表明,反应堆由于反应性负反馈作用自行停堆,而温度却保持在安全裕度内,最高冷却剂出口温度距离沸腾温度尚有很大裕度[9-10];凤凰快堆(Phenix)也在寿期末进行了自然循环试验。试验中,二回路为强迫循环。试验结果验证了温度的负反应性效应这一安全特性,同时表明在紧急停堆并且无有效热阱的情况下,仅靠钠池热惰性以及热损失,凤凰快堆的自然循环能够有效冷却反应堆堆芯[11]。

基于实堆试验数据的程序理论计算研究,多是开发或利用系统程序,先采用EBR-Ⅱ或凤凰快堆实堆试验数据进行验证,再依据程序计算结果研究EBR-Ⅱ或凤凰快堆或其他堆的固有安全性。王武军等[12]、单建强等[13]利用系统分析程序LOHS和NATDEMO,郭超等[14]利用针对钠池温度计算不准确问题开发的两区模型的SAC程序,分别计算验证了EBR-Ⅱ试验时反应堆是固有安全的;王武军同时指出,钠池在整个系统中起着重要作用,它降低了堆芯入口温度,且池式快堆的安全性高于回路式堆;梁继越等[15]利用SAS4A程序对CEFR进行系统建模分析,验证了CEFR在无保护失流工况下可依靠其负反馈停堆,并能建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热;Bochkareva等[16]开发了适用于俄BN系列钠冷快堆非能动余热排出能力评价分析的热工水力模型。在采用凤凰快堆试验数据验证后,该程序被用于评估反应堆的热物理和结构参数,以及其他所选技术对堆容器内和余热排出系统中间回路的自然对流、通过堆容器传热的非能动排热效率的影响,以在反应堆概念设计阶段制定对有关设备参数的建议和要求,达到提高反应堆固有安全性的目的。

分析固有安全性的本质,对钠冷快堆固有安全研究的关注点应在自停堆能力和余热排出过程中堆内温升的抑制能力,这也是调研中人们研究的重点。对于后者,具体关注点主要在于反应堆在丧失强迫流量下,堆芯紧密排列的几百盒燃料组件中多达数万根燃料棒的余热能否被及时排出,确保燃料棒的包壳温度不超过安全限值。本文将以池式钠冷快堆为研究对象,论证其非常重要的一个固有安全特性——事故初期固有的热工流体安全特性,该特性可作为紧急停堆初期堆芯余热排出的有效热阱,保证堆芯安全。

池式钠冷快堆的堆容器内设备众多且结构复杂,使堆内流道繁多而尺度跨度大;加上自然循环物理现象本身的复杂性,导致堆容器内余热排出过程的模拟计算,尤其是最为复杂却最被关注的堆芯燃料棒包壳温度的精准预测难度非常大(目前国内钠冷快堆事故余热排出能力分析程序尚待安审部门认可)。基于此,本文将从原理性分析和最具说服力的自然循环实堆数据出发,结合钠模拟台架试验数据和两种系统程序的计算分析,对池式钠冷快堆的固有热工流体安全特性进行论证,并分析阐明该特性在紧急停堆后余热排出过程中作为初期热阱的重要作用。

1 固有热工流体安全特性及其形成机理

池式钠冷快堆一般的工作温度及相关钠物性列于表1,一回路的一般布置如图1所示。

a——BN-600快堆[18];b——凤凰快堆[11]图1 池式钠冷快堆一回路的一般布置Fig.1 General layout of pool-type sodium-cooled fast reactor’s primary circuit

表1 钠冷快堆一般的工作温度及相关钠物性[17]Table 1 Sodium general working temperature in fast-reactors and related properties[17]

液态钠有很大的热导率,是压水堆运行工况下水热导率的120倍以上,可使燃料棒热量被及时快速的传递。加上异常情况下冷却剂钠从工作温度到沸点高于300 ℃的温升空间,结合池式堆容器内百吨甚至千吨冷却剂,使反应堆具有相当大的热容作为紧急停堆后堆芯余热排出的初始热阱,使堆芯温升缓慢,不易过热;同时,钠的运动黏度不大,流动性好,加上体胀系数尚可,本身利于在一定温差下建立自然循环和自然对流[19],结合池式堆将堆芯沉在容器底部,而换热器设置在热池高位且部分处于冷池的布置,使容器内的钠易于形成自然循环流动以及时排出堆芯热量。

综上,钠的优良物性(导热好、常压下熔点与沸点相差较大、流动性好)结合池式堆的合理设计(大容量、换热器和冷池与堆芯的位差布置等),使池式钠冷快堆具有了固有热工流体安全特性:堆容器内的钠和金属构件可作为紧急停堆后堆芯余热的初始热阱,堆芯热量通过热传导及自然循环被及时传递到冷热钠池内,保证了事故初期堆芯的安全。在后期,随着池内温差的减小,热传导及自然循环流动减弱,如堆容器外部有效热阱一直未能建立,池内温度会一直上升。原则上,在池内温度上升到安全限值之前,建立堆容器外部有效热阱,如专门的余热排出系统或相匹配的堆容器常规散热项,使堆内温度处于下降趋势即可。

显然,与该特性相关的关键参数,包括与导出热量相关的钠装量、堆芯功率分布、堆内温度分布等;与自然循环流动形成相关的堆芯和换热器位差、流道结构阻力等。该特性仅与堆容器内的状况有关,同时,钠装量越大、堆芯与换热器位差越大、流道阻力越小等情况下,固有热工流体安全特性越好。表2所列是CEFR与同系列BN-600部分参数的对比,从中可看出,假设两堆温度限值相近,则CEFR的该特性要好于BN-600。

表2 CEFR和BN-600的固有热工流体安全特性的比较Table 2 Comparison of inherent thermal-hydraulic safety characteristics between CEFR and BN-600

2 整体性论证

本节从自然循环实堆数据出发,结合可给出更多传热细节,且接近实际工况的池式钠冷快堆额定功率运行时典型的全场断电工况的模拟计算,从整体上论证该特性是存在的。

2.1 利用实堆数据的论证

目前已完成的BN-600、凤凰快堆的自然循环试验均很好的证明了该特性:在堆本体无有效热阱情况下,切泵5 min后反应堆一回路建立了稳定的自然循环,堆芯温升得到有效抑制。

1) BN-600首次自然循环试验

如图2所示,试验初始工况为2.65%额定功率、25%额定流量的稳定运行。在降低功率及切除一、二回路主泵5 min后,堆芯出口温度达到平稳状态,一回路中建立了稳定的自然循环[20]。该过程中,由于初始温升低,二回路未实现自然循环,即堆本体无有效热阱。

图2 BN-600首次自然循环试验关键参数的变化Fig.2 Key parameter changes at the first natural circulation test of BN-600 reactor

2) 凤凰快堆自然循环试验

试验的初始状态为34.29%额定功率运行,3台一回路主泵350 r/min、2台二回路主泵390 r/min。试验主要动作列于表3,主要温度试验结果如图3所示[10]。

图3 凤凰快堆自然试验中关键温度的变化Fig.3 Key parameter changes in Phenix reactor natural convection test

表3 凤凰快堆自然循环试验的主要动作Table 3 Main actions of natural circulation test of Phenix reactor

对比停泵后中间热交换(IHX)一、二次侧入口温度,可发现,在提供数据的约500 s内,两者相差在10 ℃左右,该端差很小,因此通过IHX的换热有限,即堆本体无有效热阱。试验中,紧急停堆和切断一回路主泵5 min后,堆芯出口温度达到峰值后开始下降,即自然对流的建立是快速而有效的。

2.2 利用程序预测计算的论证

1) 计算条件

对布置如图4的较典型的池式钠冷快堆(装量功率比约1 t/MW)进行额定功率运行时紧急停堆后堆芯余热排出工况计算。该快堆在一回路布置了非能动余热排出系统(DHRS),在事故紧急停堆后,堆芯余热依次利用盒内和盒间钠、独立热交换器(DHX)、空冷器(AHX)和烟囱,先后被传递到冷热钠池、DHRS中间回路和最终热阱——大气。

图4 用于计算分析的反应堆一回路布置及事故余热排出系统作用示意图Fig.4 Layout diagram of reactor primary circuit and schematic diagram of DHRS function for calculation and analysis

对全场断电合并空冷器风门不能打开(工况1,无有效热阱)及停堆即开启所有空冷器风门(工况2,通过DHRS建立热阱)的两个工况进行对比计算。计算中,IHX二次侧在二回路主泵惰转为零后保守处理取为绝热。

2) 计算分析程序

采用自主开发的ERAC和较通用的RELAP5两个系统程序进行计算分析。其中,ERAC程序是专门为用于我国钠冷快堆紧急停堆后堆芯余热排出能力分析评价而开发,它适用于包括盒间流在内的池式快堆堆内自然循环现象的计算分析,已采用EBR-Ⅱ和凤凰快堆自然循环国际基准例题、部分针对性自然循环水台架及机理性钠台架试验数据的验证,验证结果符合良好,目前正待安审部门的审查及认可。

3) 计算结果与分析

采用ERAC程序的详细计算结果示于图5、6。

图5 堆芯及堆容器排热情况分析Fig.5 Thermal balance analysis of reactor vessel and core

对于工况1,如图5所示,停堆后约300 s时,堆芯盒内、盒间流带出的热量已相对稳定;约1 300 s后,盒间、盒内流可带出全部堆芯产热。如图6所示,在整个计算时长内,温度最低的冷池钠温一直在上升;计算后期,热池、堆芯温度开始很缓慢上升;堆内温度低于安全限值,且裕度较大。上述结果表明,通过反应堆的固有热工流体安全特性——钠的良好导热性能及由堆本体布置所形成的自然循环流量,在事件早期,堆芯热量被及时带出到了热池、冷池中,冷池温度持续上升。因堆容器外的有效冷阱一直未能建立,冷池温度上升到一定程度后,热池、堆芯出口温度开始上升,不过因装量功率较大,上升很缓慢。原则上,在各温度上升到设定限值之前,建立堆容器外部有效热阱使堆内温度处于下降趋势,即可保证堆的安全。

图6 典型位置温度分析Fig.6 Analysis of temperature at typical locations

对比工况1、2,如图5所示,堆芯热量由盒内、盒间钠流共同作用、相互配合带出;DHRS启用后600 s内,排热达到稳定状态。如图6所示,在紧急停堆后约2 000 s内,堆芯出口、最高包壳温度曲线相差不大,表明采用该DHRS建立堆芯的外部有效热阱,至少需要2 000 s。这是因为DHX出口距堆芯较远,其出口冷钠影响到堆芯内部需要时间较长。但在2 000 s前,反应堆固有的热工流体安全特性可作为堆芯的有效热阱,抑制堆芯温度上升,保证堆芯安全。

RELAP5程序计算的两工况堆内温度都低于安全限值,其中最关注的包壳最高温度在约2 500 s内差别不大,如图7所示。因计算结论与ERAC大体一致,此处不再赘述。

图7 采用RELAP5计算的最高包壳温度Fig.7 Maximum cladding temperatures calculated using RELAP5 code

另外,采用ERAC和CEFR专用系统程序对CEFR进行了类似计算。计算结果体现的规律与上述核电站基本一致,只是因CEFR具有非常好的固有热工流体安全特性(装量功率比非常大,4 t/MW),因此在计算的30 000 s内,堆芯最高温度低于额定运行温度,且DHRS是否投入对堆芯温度影响不大,同时,在计算后期堆芯温度、热池平均温度仍处于稳定的持续下降趋势,而冷池温度上升速度相对也要缓慢的多。

3 形成机理的论证分析

本节采用实堆数据结合可测量到组件模拟件内部温度的机理性钠台架试验数据,分析到堆芯内部,给出钠冷快堆自然循环工况下堆芯热量不聚集在堆芯中心位置、组件热量不聚集在活性段的表现并论证其形成原因。

1) 实堆试验数据

凤凰快堆在每盒燃料组件出口均布置有热电偶,因此试验获得了更全面、准确的堆芯温度情况。

由图3b中各类组件出口温度之差仅略大于停堆前,结合试验中自然循环阶段启泵获得的自然循环最初几分钟内活性区出口温度与测量值相差30 ℃[11]的结果,可分析得出:堆芯径向并未形成大的温差幅度,即堆芯热量并未聚集在堆芯中心位置,同时,组件热量也未聚集在活性段。

2) 钠机理性台架试验部分数据

为研究钠冷快堆堆芯和组件自然循环热工特性而建立的机理性钠试验台架,近似矩形布置,采用了9列组件模拟件模拟堆芯的径向分布。其中紧靠一侧的6列可加热组件模拟件用于模拟各发热组件,其包含37、19、7棒完整组件模拟件各2、2、5盒。组件模拟件盒对边距与典型快堆核电站组件尺寸近1∶2,其中含37棒组件的模拟棒与典型快堆燃料棒直径、高度近1∶1。

选取了两组试验进行结果对比。两组试验中,紧靠一侧的3列组件模拟件被加热,功率比约为0.56∶1.00∶0.57。两组试验的主要区别在于是否有开启盒间流外部来源模拟通道。试验1因无盒间流外部来源,与BN-600和凤凰快堆的堆芯盒间流态更为接近。

试验结果列于表4。对于试验1,中间高功率组件的产热通过盒壁传出占比约为36%,其中约18.8%传递给了相邻组件;对于试验2,因具有较大盒间流,3列组件均通过盒壁向盒间钠传热,其中中间组件传热占比高达51.6%。两组试验中,3列组件尽管功率相差较大,但出口温度均相差不大。

表4 稳态自然循环状态下盒壁传热对组件出口温度的影响Table 4 Effect of heat transfer through wrappers on assembly simulator outlet temperatures under stable natural circulation state

3) 数据分析小结

分析凤凰快堆和钠台架试验中自然循环工况下堆芯热量被及时排出原因为:钠优良的导热性能加上盒内盒间钠形成的自然循环流动,使各组件通过组件盒壁和组件盒间钠建立有效的换热关系:在该换热关系作用下,组件热量被盒内、盒间钠共同作用带出,同时一定程度上拉平了各组件出口温差,拉低了堆芯峰值温度。

4 结论

本文提出池式钠冷快堆具有固有热工流体安全特性,该特性由钠的优良物性结合池式堆的合理设计而具有,经分析、论证研究后形成如下结论。

1) 对于堆芯组件,钠优良的导热性能和盒内、盒间钠形成的自然循环流动,使各组件通过组件盒壁和盒间钠建立有效的换热关系,一方面组件热量被盒内和盒间钠共同作用带出,另一方面一定程度上拉平了各组件的出口钠温差,拉低了堆芯峰值温度。

2) 在事故紧急停堆初期,池式钠冷快堆可以仅依靠固有热工流体特性保证反应堆的堆芯安全,后期只需在堆内温度上升到安全限值前建立堆外有效热阱即可。有效热阱可以是专门布置的DHRS,也可以是堆容器常规热损失项。

3) 对于将换热器布置在热池或冷池的典型事故余热排出系统,其启动到对堆芯发挥冷却效应需要相对较长时间,此时段内需依赖反应堆固有的热工流体安全特性来确保堆芯安全。