上部氣空間體積對一體化自然循環核供熱堆的性能影響

謝 菲，陳志鵬，李金才，解 衡

（清華大學 核能與新能源技術研究院，先進核能技術協同創新中心，先進反應堆工程與安全教育部重點實驗室，北京 100084）

核供熱堆的一體化布置是指將反應堆整個一回路系統（堆芯、控制棒驅動機構、主換熱器、堆內構件等）都放置在反應堆壓力容器內，沒有外延的粗管道和其他大型、復雜設備。一體化核供熱堆總的安全原則［1］是：不僅在其正常運行和發生設計基準事故時，甚至在超設計基準事故下，均應保護工作人員的健康、安全，免受放射性的過量輻射；保證不讓超過限值的放射性物質釋放；無場外應急行動要求。一體化核供熱堆有可靠的停堆保護措施、多重回路設計及良好的失水響應特性，因此，該堆具有很高的固有安全性。

在典型一體化自然循環核供熱堆主回路中，主冷卻劑自下而上流經堆芯、上升段到達上腔室，再從側向流入主換熱器，最后流過下降段到達堆芯下部入口聯箱，完成主回路自然循環。主回路自然循環的驅動力是堆芯和上升段中的熱水與主換熱器和下降段中的冷水的密度差。一體化自然循環反應堆是借助氣空間內水的蒸發、凝結及氮氣的可壓縮性，將主冷卻劑壓力維持在一定范圍內，省去了加熱噴淋系統、防止容積沸騰等裝置，因而結構簡單。清華大學自主開發設計的NHR 系列即是采用氣空間穩壓器的一體化核供熱堆的典型代表［2］。近年來，NHR 系列的熱工參數逐步提升，以適用于城市集中供熱、生產工業蒸汽、海水淡化等非發電領域。氣空間的穩壓能力對整個反應堆一回路系統的安全性有重要影響，需要對其進行深入研究。

本文主要是建立一體化自然循環核供熱堆的計算模型，通過分析安全閥誤開啟、斷管事故和負荷跟蹤瞬態工況，研究上部氣空間體積對核供熱堆性能的影響。

1 模型簡述

計算模型參考了清華大學的摩洛哥海水淡化項目（NHR-10）參數［3-4］，具體參數列于表1。堆功率與NHR-10 相同，壓力提高了1 倍，其中NHR-10的氣空間設計體積為4m3，在滿足運行和安全要求的情況下可適當緊湊堆的結構，因此本文分析了氣空間體積為0.6、1、2、3m3的情況。圖1為采用水堆系統動態分析程序RETRAN-02［5］建立的模型簡圖，共有26個控制體元。

表1 模型主要初始狀態參數Table 1 Primary initial parameters of model

圖1 主回路系統模型簡圖Fig.1 Model scheme of primary loop

本文所用模型簡介如下：1）反應堆冷卻劑系統采用一維、均勻混合熱力平衡模型；2）堆芯采用6組緩發中子點堆動力學模型及一維中子動力學模型；3）采用可自調穩態初始化控制系統模型；4）采用Henry過冷沸騰模型；5）邊界條件為初始功率取額定功率加5%的測量誤差，主冷卻劑系統初始壓力取額定壓力加最大5%的測量誤差。

2 安全閥誤開啟事故

2.1 假設條件

通常安全閥的機械故障可能導致安全閥的誤開啟，造成壓力容器內氮氣和水蒸氣的混合氣體直接向泄放水箱排放。計算模型如圖1所示。分析采用如下假設：1）安全閥內徑為30mm，位于壓力殼上部氣空間；2）泄放水箱的體積為1.5m3，內裝水0.8m3。

2.2 計算結果及分析

圖2示出安全閥誤開啟事故中不同上部氣空間體積下堆相對功率和堆芯流量的變化。由圖2可見：堆相對功率和堆芯流量先增大，在70～160s期間保持不變；然后堆相對功率繼續增大，而堆芯流量降低，大約在200s時，反應堆由于堆功率過高而緊急停堆，此時流量迅速降低。堆相對功率先增大的原因是安全閥誤開啟事故發生后，氣空間壓力先下降，堆芯流量增加，冷卻劑平均溫度降低，引入正反應性，使得堆功率上升。堆芯流量先增大的原因是事故發生后，泄放飽和蒸汽，系統排出熱量增加，下降管出口溫度降低，冷卻劑密度增大，所以堆芯質量流量增大。堆功率上升到一定階段，因為燃料溫度不斷增加，多普勒效應引入負反應性，使得堆功率維持一段時間不變。而在泄放水箱和上部氣空間壓力平衡時堆芯流量也相對不變。在160s左右，因為泄放水箱和上部氣空間壓力平衡后噴放量減少，下降管出口溫度提高，堆功率繼續增大。隨著堆功率增大（約在160～200s期間），下降管出口溫度提高，冷卻劑密度減小，堆芯流量減小直至緊急停堆后迅速降低。不同的氣空間體積停堆時間不同，氣空間體積越小，緊急停堆時間越晚。

圖2 安全閥誤開啟事故下堆相對功率和堆芯流量的變化Fig.2 Change of normalized power and core flow rate in inadvertent opening of safety valve

事故瞬態進程中的最小偏離泡核沸騰比（MDNBR）和總失水量與上部氣空間體積的關系列于表2。由表2 可見：上部氣空間體積越小，MDNBR 越小，發生偏離泡核的時間越晚；初始上部氣空間體積越大，事故過程中系統總失水量越大。

圖3示出安全閥誤開啟事故下上部氣空間壓力和泄放水箱壓力隨時間的變化。由圖3可見，泄放水箱壓力不斷升高，上部氣空間壓力不斷降低，大約在70s時兩者達到相對平衡。初始上部氣空間體積越大，達到平衡的壓力越大。

表2 不同上部氣空間體積下MDNBR 和總失水量Table 2 MDNBR and total water loss at different upper gas space volumes

圖3 安全閥誤開啟時上部氣空間壓力和泄放水箱壓力隨時間的變化Fig.3 Upper gas space and discharge water tank pressures vs.time in inadvertent opening of safety valve

因此在安全閥誤開啟事故中，不同的上部氣空間體積的影響是不同的。上部氣空間體積較小時，總失水量相對較小，但其過程中MDNBR 偏小；上部氣空間體積較大時，總失水量相對較大，所以要全面考慮氣空間體積的取值。

3 負荷跟蹤

3.1 假設條件

在反應堆運行過程中，主換熱器負荷瞬時變化時，一回路系統跟隨運行。假設主換熱器的負荷瞬時從100%下降到50%。

3.2 計算結果及分析

圖4示出負荷跟蹤瞬態工況下不同上部氣空間體積時核供熱堆相對功率的變化。由圖4可見，氣空間體積對堆功率跟隨負荷的變化影響很小，在本文中，約在1 500s之后，堆功率即跟隨負荷到50%。

圖4 負荷跟蹤瞬態工況下堆相對功率的變化Fig.4 Variation of normalized power in load tracking transient

圖5示出負荷跟蹤瞬態工況下不同上部氣空間體積時上部氣空間壓力的變化。由圖5可看出，當上部氣空間體積為0.6m3時系統壓力變化幅度最大（是初始壓力的1.71倍），達到平衡時系統壓力最大（是初始壓力的1.61 倍）。因為當主換熱器的負荷瞬時從100%下降到50%時，堆芯平均溫度升高。上部氣空間越小，上部氣空間溫度越高，飽和蒸汽分壓越高，且上部氣空間體積越小，N2分壓也越高，因此壓力變化也最大。達到平衡時上部氣空間壓力過高對堆的安全性有一定的影響，因此，上部氣空間體積設計參數不宜太小，建議大于等于1m3。

圖5 負荷跟蹤瞬態工況下上部氣空間壓力的變化Fig.5 Variation of upper gas space pressure in load tracking transient

4 斷管事故

4.1 假設條件

堆外斷管通過接管控制來模擬。分析采用如下假設：

1）從體元10（主換熱器出口死水區）通過一接管在堆外破斷，破損管道內徑為20 mm，在1s時引水管在堆殼外斷裂；

2）堆外水箱體積為15m3，壓力為0.1MPa，溫度為25 ℃。

4.2 計算結果及分析

圖6示出堆外斷管事故下不同上部氣空間體積時堆功率的變化。由于堆殼內冷卻劑的流失，當液面降低到一定程度時觸發液位下降保護信號，引起緊急停堆。由圖6 可見，上部氣空間體積越小，壓力下降得越快，緊急停堆時刻越早。

圖6 堆外斷管事故下堆相對功率的變化Fig.6 Variation of normalized power in broken pipe outside pressure vessel accident

圖7示出堆外斷管事故下上部氣空間壓力的變化。由圖7可見，上部氣空間體積越大，上部氣空間壓力下降得越慢。上部氣空間體積為0.6、1、2、3 m3分別對應總失水量約為917、975、985、1 026kg，說明堆外斷管事故中堆芯失水量均隨上部氣空間體積的增大而增大。換熱器頂部有2m3的水，即使總失水量為1 026kg，堆芯也被水淹沒，也可確保在此事故過程中堆芯的安全。

圖7 堆外斷管事故下上部氣空間壓力的變化Fig.7 Variation of upper gas space pressure in broken pipe outside pressure vessel accident

5 結論

通過對一體化自然循環核供熱堆進行負荷跟蹤瞬態分析、安全閥誤開啟和堆外斷管事故分析可知：

1）上部氣空間過小，在負荷跟蹤時可能會引起上部氣空間壓力過高；

2）在安全閥誤開啟、堆外斷管事故下，堆芯失水量均隨上部氣空間體積的增大而增大。

綜合考慮事故和瞬態過程后果，應選擇合適的上部氣空間體積滿足反應堆運行和安全的要求。考慮到反應堆建造的經濟成本，氣空間的體積不應過大，因此，對于本文建立的一體化自然循環核供熱堆模型，建議選擇的氣空間體積為1～2m3。

［1］ 朱繼洲，奚樹人，單建強，等.核反應堆安全分析［M］.西安：西安交通大學出版社，2004.

［2］ 張亞軍，王秀珍.200 MW 低溫供熱堆研究進展及產業化發展前景［J］.核動力工程，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］ 鄭文祥，董鐸，張方達.摩洛哥坦坦地區核能海水淡化示范項目［J］.核動力工程，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程序員手冊［R］.RETRAN 開發小組，譯.北京：核工業部核電軟件中心，1987.