池壳式研究堆长期余热排出途径研究

张 丹，冉 旭，周 科，鲁剑超

（核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610213）

池壳式研究堆长期余热排出途径研究

张 丹*，冉 旭，周 科，鲁剑超

（核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610213）

大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯，流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆，堆本体采用压力壳方式，同时将压力壳浸入水池，这有利于采用非能动方式导出堆芯余热，并且在事故后的长期阶段，此类研究堆还有多种可能的余热导出方式。本文对池壳式研究堆长期余热导出途径进行了研究，分析了不同方式下的余热导出能力及堆芯安全状态，论证得到了一个较为安全、高效、简化的余热排出方案。

池壳式；研究堆；余热；非能动

普通研究堆主要采用游泳池式（例如49-2［1］）、压力壳式（例如HFETR［2］）或水池-压力壳式（池壳式，例如CARR［3］）布置方式。池式布置一般用于低压或常压研究堆，其热功率相对也较低；对于较高压力、高功率的研究堆，一般采用压力壳式，或直接将压力壳浸入水池，即采用池壳式布置方式。

国际原子能机构长期以来对研究堆安全十分关注，先后发布了一系列要求准则指导研究堆的设计和管理［4］；我国核安全监管部门［5］也正在完善研究堆法规标准体系，基于研究堆的分类开展安全监管工作［6］。对于反应堆安全来说，余热长期导出方式的选取是设计工作者面临的一个重要问题。在福岛事故发生后，采用非能动方式导出余热进一步引起核工业界的关注，研究堆一般位于雷雨多发的山区，在恶劣的雷雨天气下，存在厂区电源丧失［7］的可能，则更有必要开展非能动余热导出的研究；而对于大多数研究堆，由于在正常运行中堆芯冷却剂流量从上向下流过堆芯，在余热导出的长期阶段，随着强迫流量的停止，堆芯冷却还将受热，在浮升力作用下改变流动方向，即发生流量反转。对于池式或池壳式的研究堆，由于存在低温且大容积的反应堆堆池水，长期余热导出一般可采用非能动方式，将水池充当热阱，带走热量。CARR、某池式研究堆［8］和日本JRR-3研究堆［9］和JRR-3M［10］研究堆在余热导出阶段都充分利用了堆池水的热阱作用，采用了非能动技术保障堆芯长期安全。本文对高功率池壳式研究堆长期非能动余热排出途径进行研究，分析了不同途径下的余热排出能力，得到了一个较为安全、高效且简化的余热排出方案，为研究堆设计提供一定的参考。

1 余热排出途径研究

对于高功率池壳式研究堆，停堆长期阶段强迫流量停止后堆芯将流量反转；同时由于此后可能直接采用堆池水为热阱，为了避免放射性物质直接进入反应堆厂房，必须防止避免余热导出过程中燃料元件发生烧毁。池壳式研究堆停堆早期由于热流密度较高，流量反转期间很可能导致燃料通道内冷却剂干涸［11］，引起燃料烧毁，因此要求能动余热排出系统必须接可靠电源（UPS）［12］，并且停堆后必须维持一定时间正向的强迫流量循环，待堆芯热流密度降低后再停止强迫流量，然后进行流量反转及长期余热导出。

图1 余热导出过程示意图Fig.1 Thesamp leofheat removeprocess

对于高功率池壳式研究堆，如图1所示，长期阶段可将余热导入堆池，通过池水的升温和蒸发将热量导出。主要关注的问题是如何采用非能动方式将热量从堆芯导入堆水池，并同时保证流量反转和长期阶段的堆芯安全。

根据池壳式研究堆自身的特点，共有以下几条主要途径可将热量由堆芯导向水池。

①压力壳内自然循环搅混冷却剂升温，压力壳和部分浸入堆水池的管道壁面直接将热量导入水池；

②参照压水堆［13］设置一次侧非能动余排系统，依赖浸入堆水池的余排换热器将热量导入水池；

③参照池式堆［8］，直接将压力容器和堆池连通，通过堆—池间的自然循环将热量导出。

本文采用Relap5［14］程序对池壳式研究堆进行建模分析，研究了以上不同余热排出途径下的反应堆热工水力性能。反应堆部分Relap5结块划分，如图2所示。由于只关注长期余热导出，分析的起点为停堆后强迫流量驱动设备长时间运行后停运、反应堆流量反转开始。对于Relap5程序，国外学者通过对IAEA-MTR［15］材料测试堆、MNSR［16］微堆、BR2［17］高通量堆进行了试验和模拟结果对比，证明了程序对研究堆的适用性。国际原子能机构（简称IAEA）也认可采用最佳估算程序进行研究堆的安全分析［18］。

图2 反应堆Relap 5模型图Fig.2 The Relap5m odelof reactor

1.1 压力壳直接换热（工况一）

池壳式研究堆虽然压力壳和池水间有较大的接触面积，但由于压力壳内部存在大量低温死水区，同时压力壳壁面厚、内外侧温差小，整体的导热能力不大的特点。为了增加壁面换热量并导出堆芯热量，应尽可能将堆芯热量分散到更大的区域，以增加可用换热面积，并同时提高壁面内外侧的温差，这都依赖于压力壳内自然循环能力的提高。

1.1.1 主要假设

池壳式研究堆压力壳内有反射层组件等较低温度冷却剂通道，吊篮和压力壳壁面之间存在较大容积的低温冷却剂。如图3所示，假设在吊篮和压力壳之间环腔顶部设置有常关弹簧阀，当由上向下强迫流量丧失时，依赖弹簧力开启，堆芯和环腔间建立自然循环交混冷热流体。

该工况假设余热排出长期阶段不采用人为干预措施，仅依赖堆内自然循环搅混冷却剂，并通过压力壳壁面导出一定的热量。

图3 压力壳内自然循环及换热示意图Fig.3 Thesampleofnaturalcirculation and heat transfer in RPV

1.1.2 主要结果

主要参数变化曲线如下图所示。

图4 衰变热和壁面带热功率变化（工况一）Fig.4 The change of decay heatand heat transfer red by wall of RPV（case1）

由图4可知，在早期阶段，由于压力壳内外温差很小，其壁面直接导出的热量远小于反应堆衰变热；堆芯主要热量将持续加热堆内冷却剂使之升温升压。后期随反应堆与水池温差的增加，压力壳几乎可将全部的衰变热导入水池。

图5 反应堆系统压力变化（工况一）Fig.5 Pressure change of reactor system（case1）

图6 堆芯出口含气量（工况一）Fig.6 Quality of coolant at coreexit（case1）

由图5、图6可知，由于早期阶段反应堆内热量不能及时导出，冷却剂将升温升压；待压力壳导热平衡后，系统压力和堆芯出口含汽量将达平衡。在分析的12h内堆芯处于低过冷状态，能保证反应堆安全。

1.2 非能动余排换热器导热（工况二）

参照先进压水堆［13］，如图7所示，设置一次侧非能动余热排出系统，通过余热排出冷却器将热量导向水池。

图7 非能动余排示意图Fig.7 The sam pleofpassive residualheat removalsystem

1.2.1 主要假设

当余排泵停运后，投入非能动余热排出系统，反应堆通过堆芯和换热器处的密度差驱动建立自然循环，将热量导向换热器二次侧水池。

换热器采用C型管布置，冷却剂走管程，整齐浸入堆池水中。

1.2.2 主要结果

主要参数变化曲线如下图所示。

图8 功率变化（工况二）Fig.8 The changeofpower（case2）

余热排出系统投入后，更多的冷却剂参与到自然循环中，反应堆余热由换热器、压力壳壁面及冷却剂升温而带走。由图8可知，余排换热器带走了主要的衰变热。但由于余排换热器一二次侧温差较小，整体换热能力不是很大。

图9 反应堆系统压力（工况二）Fig.9 Pressure change of reactor system（case2）

余排换热器和压力壳壁面直接换热的热量之和小于衰变热，剩余热量由冷却剂升温带走，导致冷却剂整体升温，系统压力也随之上升，大约10h后，触发了超压保护。

图10 堆芯出口含汽量（工况二）Fig.10 Quality of coolantat coreexit（case2）

余排系统投入后，由于其较大的流量使得压力壳内冷热流体充分搅混，冷却剂整体升温。由图10可以看出，相对直接依赖压力壳换热的余热排出方式，该方式堆芯积累的热量相对较少，因此堆芯出口具有较大过冷度。

1.3 水池连通换热（工况三）

参照池式研究堆，长期阶段连通反应堆和水池，如图11所示，该方案直接连通了冷热源，取消了两者之间的热阻，增加了长期阶段的带热能力。

1.3.1 主要假设

待余排泵停运时，分别开启位于反应堆进出口母管处的堆池连通阀进行卸压并连通水池，堆芯冷却剂在低压情况下经历流量反转，逆流稳定后，依赖堆芯和池水的密度差驱动建立堆芯—池水间自然循环，长期内将热量导入水池。

图11 堆—池自然循环示意图Fig.11 The sam pleof natural circulation between core and reactor pool

1.3.2 主要结果

主要参数变化曲线如下图所示。堆—池自然循环过程中，反应堆的余热全部导入水池，因此并未给出反应堆功率和带热功率的变化。

图12 冷却剂流量变化（工况三）Fig.12 Changeof coolant flow（case3）

由流量变化图12可知，在反应堆和水池联通的过程中系统流量有所波动，堆芯因温度升高浮升力增加而发生流量反转。待系统压力平衡后，反应堆和水池间可建立稳定自然循环，长时间内将热量导向水池。

图13 堆芯出口平衡含汽率（工况三）Fig.13 Quality of coolantatcore exit（case3）

由图13可知，在卸压和流量反转过程中堆芯出口过冷度减小，待自然循环稳定后，堆芯出口长期维持一定的过冷度。相对前两种余热导出方式，由于该方案反应堆处于接近常压的低压状态，该方式出口过冷度最小。

2 分析讨论

针对反应堆的长期安全，对于池式或池壳式研究堆来说，由于堆池水热阱的存在和保持堆芯持久淹没的设计特点，并没有类似压水堆核电厂可能的大量放射性释放问题，当然国内外研究堆一般在实际分析中常以堆芯不发生烧毁（DNB）作为设计要求。

余热长期由堆芯顺利导出是保证池壳式研究堆长期安全的保证，本文针对池壳式研究堆长期余热导出方式，研究了3种可能的非能动排热方式，3种方式各有利弊，在此对其进行讨论。

就长期余热导出而言，压力壳直接换热不能将热量完全从堆芯导出，堆芯长期处于低过冷状态；余排换热器方式虽可将热量从堆芯导出，但使得系统整体升温升压，存在超压风险；堆池联通方式充分利用了大容积的堆池，这有利于长期余热排出。

就流量反转堆芯安全而言，前两种为较高压下的流量反转，允许反转的热流密度相对较高；而对于堆池联通方式，由于系统卸压，流量反转将在低压下发生，需要较低的热流密度，即要求强迫流量冷却的时间更长。

就设备繁简而言，余热排出换热器方案最为复杂，其余两种相对较为简单，压力壳内自然循环可实现完全非能动。

因此综合各种途径的优点，可考虑强迫流量循环停止后，早期依赖堆内循环，同时靠壁面导出一定的热量；待达到低压下流量反转热流密度限值后，开启堆—池连通阀卸压并连通水池，长期内将热量导出。

3 结论

本文对池壳式研究堆长期阶段余热排出途径进行了研究，提出了此类研究堆可能的非能动导热途径，经分析得出以下结论。

对于池壳式研究堆，为了避免反应堆在低压下的流量反转，同时长期内将热量导出，可考虑强迫流量停止后一定时间依赖堆内自然循环和压力壳壁面导热，后期和堆水池连通冷却方式，将热量长期导入水池，排出反应堆余热。

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Study of Heat Remove App roach for Tank in Pool Research Reactor during Long Time

ZHANGDan*，RANXu，ZHOUKe，LU Jianchao
（Scienceand Technologyon ReactorSystem Design Technology Laboratory，Chengdu 610213，China）

Flow inversion and residual heat removal is both important problem for research reactor，as during normal operation，coolant flow up to down in the core.Tank in pool layout is usually used in high power and high pressure research reactor，the process of those problems ismore complicated.For these reactors，the pressure vessel is immerged in the reactor pool，it is better choosing passive residual heat removalmethod，during long timeaftershutdown，therearemanymethod to remove residualheat.Theheat removalmethod during long time for tank in pool research reactorwasstudied in the paper，manywayswas researched for theability of heat removaland safety of core，amore safe，efficientand simplifiedwaywas achieved in thepaper.

tank in pool；research reactor；residualheat；passive

TL411+.6

：A

：1672-5360（2015）02-0042-06

2015-02-10

2015-03-18

核反应堆系统设计技术重点实验室资助项目，项目编号ZDSY-ZSYX-14-12-001

张 丹（1984—），男，甘肃陇西人，工程师，现主要从事反应堆热工水力和安全研究工作

*通讯作者：张 丹，E-mail：victorydan@126.com