池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状

薛轶 杜开文

【摘 要】快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中，大量设备穿透反应堆堆池的自由液面，使得自由液面可能产生波动、环流以及漩涡等现象，进而可能导致反应堆中间热交换器入口窗进入气体，威胁反应堆安全。国内外参与快堆设计建造的相关国家针对该气体夹带现象进行了深入的理论和实验研究。本文介绍了各个国家的研究现状，对我国相关研究工作的开展具有借鉴意义。

中图分类号： TL433 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）05-0058-002

【Abstract】The fast reactor is the recommended reactor type for the fourth generation advanced nuclear energy system. In the pool type fast reactor，a large number of devices penetrate the free surface of the reactor stack， which may cause fluctuations in the free liquid surface，circulation，and vortices，which may cause the inlet window of the reactor intermediate heat exchanger to enter the gas and threaten the safety of the reactor.Domestic and foreign countries involved in the design and construction of fast reactors have carried out in-depth theoretical and experimental studies on this gas entrainment phenomenon.This article describes the research status of various countries and has implications for the development of related research work in China.

快中子反应堆（简称快堆）是第四代先进核能系统的推荐堆型，其形成的核燃料闭式循环可以大大提高铀资源的利用率[1]。根据反应堆一回路系统的类型，快堆可以分为池式快堆和回路式快堆[2]。在池式快堆的一回路系统中，所有的部件或设备如堆芯、主泵和中间热交换器等放置在反应堆堆池内。在堆池的自由液面以上充有氩气。布置在堆池内的设备与容器外的系统和部件相连。这些设备在与容器外部相连接的过程中，必然穿过堆池的自由液面及氩气空间。如果设备布置不當，特别是紧凑型布置，会导致自由液面产生强烈波动、撞击变得凹凸不平或者出现强大的表面环流、漩涡以及深坑（气芯）等异常流动现象，进而导致在中间热交换器入口窗等冷却剂向下流动的通道处存在覆盖氩气被夹带进入下腔室（冷池）的风险。

如果被夹带气体通过主循环泵吸入堆芯将严重威胁反应堆安全。其带来的正反应性可能引起反应堆功率震荡，更严重的可能导致堆芯传热恶化、烧毁。而且大量的覆盖气体进入中间热交换器会大幅降低其传热效率，破坏整个传热系统的动态平衡导致严重后果。同时，大量气体流经主循环泵会导致气蚀等恶劣流动现象出现，影响主循环泵的工作性能，进而影响堆芯冷却，降低循环泵的运行寿命。中间热交换器气体夹带现象是池式快堆设计中必须关注和解决的问题，国内外参与快堆设计建造的相关国家都对气体夹带现象开展了大量的理论分析，并建设有众多的大型实验台架来进行实验研究。

1 英国、法国、德国合作开展的相关研究工作[3]

英国、法国、德国合作开展的欧洲快堆（EFR）项目的反应堆结构非常紧凑，上腔室自由液面处发生气体夹带的风险较大，专门建立了各种实验台架对此进行验证工作。设计了OREILLETTE实验台架和COLCHIX实验台架以研究包括气体夹带在内的各种热工水力问题，其中OREILLETTE实验台架的缩比是1：10，而COLCHIX实验台架的缩比是1：8。结果表明，涡流主要出现在IHX和反应堆容器之间，在热交换器入口窗处有气体夹带风险。由于设备引起的尾流和由于腔室再循环产生的局部向下流是涡流出现的主要原因。

另一个大型上腔室水力实验台架是HIPPO，它是一个缩比为1：2的90°扇形区。研究发现仅使用弗劳德数相似准则在小型台架上会对涡流深度和气体夹带的出现估计过低，不能真实反映反应堆运行情况。而如果小比例实验台架上采用真实流速进行实验又会得到过于保守的实验结果。

2 法国有关气体夹带的研究工作[3-5]

钠冷快堆在法国已经开发了将近50年，相继建成了Rapsodie、Phenix和Superphenix电厂。对于Phenix和Superphenix电厂而言，一回路中造成气体夹带现象的主要气体来源是反应堆容器冷却系统的溢流，由于Phenix和Superphenix电厂的反应堆不是欧洲快堆（EFR）那样的紧凑型反应堆，自由液面处的气体并不是气体夹带的气体来源。在这类池式反应堆中，在堆芯入口处设置了小的旁通流量以冷却下腔室和主容器，这部分冷钠沿着堆容器向上流动并溢流返回到冷池中。由于冷池自由液面比坝堰结构水平面要低，钠流会以较大的动量穿过自由液面而引起气体夹带。

对于在堆容器冷却回路中的溢流引起的气体夹带，20世纪80年代CEA利用两个实验装置进行实验研究。一个是1：1的水实验台架，模拟Superphenix反应堆的条件；另外还建立了一个钠实验台架，与水实验台架几何和流动条件相同，结果表明水实验台架的气体夹带率要比钠实验台架的数值偏保守。

3 印度有關气体夹带的研究工作[6-7]

印度的原型快增殖堆（PFBR）在一回路中也存在发生气体夹带的风险。PFBR是一个池式快堆，其气体夹带问题与欧洲快堆（EFR）的问题类似。

印度研究人员采用结合实验方法和计算的方法研究了钠冷快堆热池中氩气夹带的现象。实验结果表明，安装在内部容器的水平挡板可以有效减弱自由液面的速度及涡流强度。该装置应用到PFBR之前，在水模型上进行了测试，其性能令人满意。进一步研究表明，通过减弱堆芯出口外围高速横向流对自由液面速度的影响也可以降低自由液面的速度，从而减少气体夹带的发生，这需要热池表面与IHX入口窗相对位置大于一定的高度。为了找到PFBR中热池液面高于IHX入口窗的最小高度，研究人员在1：9、1：18、1：27的比例模型上进行了实验，并利用三维流体力学软件PHOENICS研究了挡板对于降低自由液面速度的效果，结果表明PFBR中没有气体夹带的风险。

4 日本有关快堆气体夹带的研究工作[8-9]

日本针对大型快堆的气体夹带现象做过很多理论及实验研究，在针对早期的大型快堆的研究中提出了三种池式快堆可能发生气体夹带现象形式：沿设备外壁面向下流动的环流引起的气体夹带；漩涡引导的气体夹带；自由液面波动出现深坑（气芯）引起的气体夹带。并且针对提出的三种气体夹带形式分别作了理论研究，分别得到了每种形式容易出现的工况及主要决定因素。

针对日本示范快堆（DFBR）IHX容器中自由液面的流动，对比例和流体性质对于气体夹带开始的影响进行了实验研究，使用1：10、1：6、1：3、1：1.6的IHX几何尺寸缩比模型进行了水力实验。实验结果表明，几何尺寸缩比水力实验中等速度条件对于预测IHX容器中的气体夹带是最合适的准则，而且由于水和钠表面张力系数不同可以留出额外裕量。当几何尺寸缩比大于1：3时，就可以反映出实际运行情况，并将具体参数推广到反应堆真实运行工况中。

另外在日本紧凑型钠冷快堆（JSFR）的设计阶段，为了针对可能出现的气体夹带现象，使用了一个比例为1：10的上腔室全扇形模型和一个比例为1：1.8的90度扇形模型进行了两个水力实验。在比例为1：10的全扇形模型中进行了上腔室中流动优化。在比例为1：1.8的部分模型上进行的水力实验主要研究在一定条件下气体夹带的出现和气体夹带的机制，结果表明存在两种类型的气体夹带现象，它们出现的条件与反应堆中条件远为不同：一种气体夹带出现在冷管周围流动的尾流区域，是由于在反应堆容器中较大的水平速度引起的；另一类气体夹带出现在热管和反应堆容器壁面之间的区域，当冷却剂水平面较低并且向下速度较大时出现。通过详细测量瞬态流动速度场搞清楚了这两块区域处气体夹带的机理。在比例为1：1.8的模型中观察到极端速度条件下会出现气体夹带，而这些条件远高于JSFR反应堆设计中的运行条件。另外，提出了在自由液面下安装大型水平板的方式来防止自由液面流速过高，并且限制热管段中的气体夹带。

中国实验快堆（CEFR）是我国第一座快中子反应堆，于2011年7月21日10点成功实现并网发电[1]，其对于有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。中国实验快堆一回路系统为一体化池式结构，目前我国同样在开展池式快堆中间热交换器气体夹带现象方面的研究工作，这将对确保反应堆安全具有重要意义。

【参考文献】

[1]徐銤.我国快堆和第4代先进核能系统，中国原子能科学院年报2006.

[2]苏著亭，等.钠冷增值堆，原子能出版社1991.12（1）.

[3]Tenchine， Some thermal hydraulic challenges in sodium cooled fast reactors， Nuclear Engineering Design， 2010， 240（5）.

[4]Tenchine D， Gas entrainment issues in sodium cooled fast reactors. Nuclear Engineering Design， 2014， 270（5）.

[5]Tenchine D， Moro J P. Experimental and numerical study of coaxial jets. Atomic Energy Society of Japan Tokyo， 1997.

[6]Banerjee I， Development of gas entrainment mitigation devices for PFBR hot pool. Nuclear Engineering Design， 2013， 258（2）.

[7]Velusamy K， Overview of pool hydraulic design of Indian prototype fast breeder reactor. Sadhana， 2010，35（2）.

[8]Eguchi Y， Tanaka N. Experimental study on scale effect on gas entrainment at free surface. Nuclear Engineering Design， 1994，146（94）.

[9]Eguchia Y， Gas entrainment in the IHX vessel of top-entry loop-type LMFBR. Nuclear Engineering Design， 1994， 146（1）.