上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响

谢 菲，陈志鹏，李金才，解 衡

（清华大学 核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084）

核供热堆的一体化布置是指将反应堆整个一回路系统（堆芯、控制棒驱动机构、主换热器、堆内构件等）都放置在反应堆压力容器内，没有外延的粗管道和其他大型、复杂设备。一体化核供热堆总的安全原则［1］是：不仅在其正常运行和发生设计基准事故时，甚至在超设计基准事故下，均应保护工作人员的健康、安全，免受放射性的过量辐射；保证不让超过限值的放射性物质释放；无场外应急行动要求。一体化核供热堆有可靠的停堆保护措施、多重回路设计及良好的失水响应特性，因此，该堆具有很高的固有安全性。

在典型一体化自然循环核供热堆主回路中，主冷却剂自下而上流经堆芯、上升段到达上腔室，再从侧向流入主换热器，最后流过下降段到达堆芯下部入口联箱，完成主回路自然循环。主回路自然循环的驱动力是堆芯和上升段中的热水与主换热器和下降段中的冷水的密度差。一体化自然循环反应堆是借助气空间内水的蒸发、凝结及氮气的可压缩性，将主冷却剂压力维持在一定范围内，省去了加热喷淋系统、防止容积沸腾等装置，因而结构简单。清华大学自主开发设计的NHR 系列即是采用气空间稳压器的一体化核供热堆的典型代表［2］。近年来，NHR 系列的热工参数逐步提升，以适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。气空间的稳压能力对整个反应堆一回路系统的安全性有重要影响，需要对其进行深入研究。

本文主要是建立一体化自然循环核供热堆的计算模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况，研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。

1 模型简述

计算模型参考了清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）参数［3-4］，具体参数列于表1。堆功率与NHR-10 相同，压力提高了1 倍，其中NHR-10的气空间设计体积为4m3，在满足运行和安全要求的情况下可适当紧凑堆的结构，因此本文分析了气空间体积为0.6、1、2、3m3的情况。图1为采用水堆系统动态分析程序RETRAN-02［5］建立的模型简图，共有26个控制体元。

表1 模型主要初始状态参数Table 1 Primary initial parameters of model

图1 主回路系统模型简图Fig.1 Model scheme of primary loop

本文所用模型简介如下：1）反应堆冷却剂系统采用一维、均匀混合热力平衡模型；2）堆芯采用6组缓发中子点堆动力学模型及一维中子动力学模型；3）采用可自调稳态初始化控制系统模型；4）采用Henry过冷沸腾模型；5）边界条件为初始功率取额定功率加5%的测量误差，主冷却剂系统初始压力取额定压力加最大5%的测量误差。

2 安全阀误开启事故

2.1 假设条件

通常安全阀的机械故障可能导致安全阀的误开启，造成压力容器内氮气和水蒸气的混合气体直接向泄放水箱排放。计算模型如图1所示。分析采用如下假设：1）安全阀内径为30mm，位于压力壳上部气空间；2）泄放水箱的体积为1.5m3，内装水0.8m3。

2.2 计算结果及分析

图2示出安全阀误开启事故中不同上部气空间体积下堆相对功率和堆芯流量的变化。由图2可见：堆相对功率和堆芯流量先增大，在70～160s期间保持不变；然后堆相对功率继续增大，而堆芯流量降低，大约在200s时，反应堆由于堆功率过高而紧急停堆，此时流量迅速降低。堆相对功率先增大的原因是安全阀误开启事故发生后，气空间压力先下降，堆芯流量增加，冷却剂平均温度降低，引入正反应性，使得堆功率上升。堆芯流量先增大的原因是事故发生后，泄放饱和蒸汽，系统排出热量增加，下降管出口温度降低，冷却剂密度增大，所以堆芯质量流量增大。堆功率上升到一定阶段，因为燃料温度不断增加，多普勒效应引入负反应性，使得堆功率维持一段时间不变。而在泄放水箱和上部气空间压力平衡时堆芯流量也相对不变。在160s左右，因为泄放水箱和上部气空间压力平衡后喷放量减少，下降管出口温度提高，堆功率继续增大。随着堆功率增大（约在160～200s期间），下降管出口温度提高，冷却剂密度减小，堆芯流量减小直至紧急停堆后迅速降低。不同的气空间体积停堆时间不同，气空间体积越小，紧急停堆时间越晚。

图2 安全阀误开启事故下堆相对功率和堆芯流量的变化Fig.2 Change of normalized power and core flow rate in inadvertent opening of safety valve

事故瞬态进程中的最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）和总失水量与上部气空间体积的关系列于表2。由表2 可见：上部气空间体积越小，MDNBR 越小，发生偏离泡核的时间越晚；初始上部气空间体积越大，事故过程中系统总失水量越大。

图3示出安全阀误开启事故下上部气空间压力和泄放水箱压力随时间的变化。由图3可见，泄放水箱压力不断升高，上部气空间压力不断降低，大约在70s时两者达到相对平衡。初始上部气空间体积越大，达到平衡的压力越大。

表2 不同上部气空间体积下MDNBR 和总失水量Table 2 MDNBR and total water loss at different upper gas space volumes

图3 安全阀误开启时上部气空间压力和泄放水箱压力随时间的变化Fig.3 Upper gas space and discharge water tank pressures vs.time in inadvertent opening of safety valve

因此在安全阀误开启事故中，不同的上部气空间体积的影响是不同的。上部气空间体积较小时，总失水量相对较小，但其过程中MDNBR 偏小；上部气空间体积较大时，总失水量相对较大，所以要全面考虑气空间体积的取值。

3 负荷跟踪

3.1 假设条件

在反应堆运行过程中，主换热器负荷瞬时变化时，一回路系统跟随运行。假设主换热器的负荷瞬时从100%下降到50%。

3.2 计算结果及分析

图4示出负荷跟踪瞬态工况下不同上部气空间体积时核供热堆相对功率的变化。由图4可见，气空间体积对堆功率跟随负荷的变化影响很小，在本文中，约在1 500s之后，堆功率即跟随负荷到50%。

图4 负荷跟踪瞬态工况下堆相对功率的变化Fig.4 Variation of normalized power in load tracking transient

图5示出负荷跟踪瞬态工况下不同上部气空间体积时上部气空间压力的变化。由图5可看出，当上部气空间体积为0.6m3时系统压力变化幅度最大（是初始压力的1.71倍），达到平衡时系统压力最大（是初始压力的1.61 倍）。因为当主换热器的负荷瞬时从100%下降到50%时，堆芯平均温度升高。上部气空间越小，上部气空间温度越高，饱和蒸汽分压越高，且上部气空间体积越小，N2分压也越高，因此压力变化也最大。达到平衡时上部气空间压力过高对堆的安全性有一定的影响，因此，上部气空间体积设计参数不宜太小，建议大于等于1m3。

图5 负荷跟踪瞬态工况下上部气空间压力的变化Fig.5 Variation of upper gas space pressure in load tracking transient

4 断管事故

4.1 假设条件

堆外断管通过接管控制来模拟。分析采用如下假设：

1）从体元10（主换热器出口死水区）通过一接管在堆外破断，破损管道内径为20 mm，在1s时引水管在堆壳外断裂；

2）堆外水箱体积为15m3，压力为0.1MPa，温度为25 ℃。

4.2 计算结果及分析

图6示出堆外断管事故下不同上部气空间体积时堆功率的变化。由于堆壳内冷却剂的流失，当液面降低到一定程度时触发液位下降保护信号，引起紧急停堆。由图6 可见，上部气空间体积越小，压力下降得越快，紧急停堆时刻越早。

图6 堆外断管事故下堆相对功率的变化Fig.6 Variation of normalized power in broken pipe outside pressure vessel accident

图7示出堆外断管事故下上部气空间压力的变化。由图7可见，上部气空间体积越大，上部气空间压力下降得越慢。上部气空间体积为0.6、1、2、3 m3分别对应总失水量约为917、975、985、1 026kg，说明堆外断管事故中堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大。换热器顶部有2m3的水，即使总失水量为1 026kg，堆芯也被水淹没，也可确保在此事故过程中堆芯的安全。

图7 堆外断管事故下上部气空间压力的变化Fig.7 Variation of upper gas space pressure in broken pipe outside pressure vessel accident

5 结论

通过对一体化自然循环核供热堆进行负荷跟踪瞬态分析、安全阀误开启和堆外断管事故分析可知：

1）上部气空间过小，在负荷跟踪时可能会引起上部气空间压力过高；

2）在安全阀误开启、堆外断管事故下，堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大。

综合考虑事故和瞬态过程后果，应选择合适的上部气空间体积满足反应堆运行和安全的要求。考虑到反应堆建造的经济成本，气空间的体积不应过大，因此，对于本文建立的一体化自然循环核供热堆模型，建议选择的气空间体积为1～2m3。

［1］ 朱继洲，奚树人，单建强，等.核反应堆安全分析［M］.西安：西安交通大学出版社，2004.

［2］ 张亚军，王秀珍.200 MW 低温供热堆研究进展及产业化发展前景［J］.核动力工程，2003，24（2）：180-188.ZHANG Yajun，WANG Xiuzhen.Application of the 200 MW low temperature nuclear heating reactor［J］.Nuclear Power Engineering，2003，24（2）：180-188（in Chinese）.

［3］ Pre-project of a nuclear desalination demonstration plant for Tan-Tan Morocco［R］.Beijing：Tsinghua University，1998.

［4］ 郑文祥，董铎，张方达.摩洛哥坦坦地区核能海水淡化示范项目［J］.核动力工程，2000，21（1）：48-51.ZHENG Wenxiang，DONG Duo，ZHANG Fangda.Project of a nuclear desalination demonstration plant for Tan-Tan Morocco［J］.Nuclear Power Engineering，2000，21（1）：48-51（in Chinese）.

［5］ RETRAN-02程序员手册［R］.RETRAN 开发小组，译.北京：核工业部核电软件中心，1987.