HP-STMCs空間堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工特性分析

李華琪，江新標(biāo)，陳立新，楊 寧，胡 攀，馬騰躍，朱 磊

（西北核技術(shù)研究所，西安710024）

HP-STMCs空間堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工特性分析

李華琪，江新標(biāo)，陳立新，楊 寧，胡 攀，馬騰躍，朱 磊

（西北核技術(shù)研究所，西安710024）

以計(jì)算流體力學(xué)為基礎(chǔ)，利用等效堆芯熱管為傳熱邊界條件，建立了熱管冷卻空間堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工分析的計(jì)算模型，并分析了HP-STMCs空間堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工特性。計(jì)算了HP-STMCs堆芯在均勻布置與非均勻布置、反應(yīng)性控制鼓轉(zhuǎn)向朝外180°和朝內(nèi)0°詳細(xì)功率分布及功率均勻分布時(shí)堆芯穩(wěn)態(tài)溫度場(chǎng)分布；研究了堆芯在1根熱管失效下的安全傳熱特性。計(jì)算結(jié)果表明：當(dāng)功率均勻分布時(shí)，堆芯溫度分布較均勻，而在堆芯均勻布置時(shí)，堆芯溫度局部過高；堆芯分三區(qū)裝料非均勻布置時(shí)，堆芯溫度分布展平，且在1根熱管失效時(shí)，僅失效熱管周圍的燃料溫度分布受影響，溫升較大，最大溫升為200 K。堆芯最熱區(qū)出現(xiàn)在堆芯中心和周圍區(qū)域，應(yīng)當(dāng)采用分三區(qū)裝料非均勻堆芯布置，并當(dāng)堆芯1根熱管失效時(shí)，滿足安全設(shè)計(jì)要求。

HP-STMCs；傳熱邊界；穩(wěn)態(tài)溫度場(chǎng)；熱管失效

空間核反應(yīng)堆電源系統(tǒng)是未來大功率、長(zhǎng)壽命、小質(zhì)量、高可靠性空間電源的最佳選擇。其中，熱管冷卻空間堆［1］因具有運(yùn)行冗余性好、易啟動(dòng)、系統(tǒng)結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單、傳熱冗余性好等特點(diǎn)成為空間核反應(yīng)堆電源的研究熱點(diǎn)之一。該堆采用系統(tǒng)獨(dú)立的堿金屬熱管進(jìn)行堆芯冷卻傳熱，堆芯沒有冷卻劑的流入與流出。國外針對(duì)熱管冷卻空間核反應(yīng)堆電源進(jìn)行了概念設(shè)計(jì)和實(shí)驗(yàn)研究工作［2 4］，目前主要集中于電功率較大（≥100 k W）的先進(jìn)核反應(yīng)堆。其中，最具代表性的是采用鋰熱管冷卻堆芯，分段式靜態(tài)熱電偶轉(zhuǎn)換器進(jìn)行熱電轉(zhuǎn)換，鉀熱管散熱板進(jìn)行最終廢熱排出的110 k W的空間核反應(yīng)堆電源HP-STMCs （heat pipes segmented thermoelectric module converters）。

熱管冷卻空間堆與常規(guī)反應(yīng)堆的冷卻方式具有較大差異，熱管冷卻方式可避免堆芯冷卻的單點(diǎn)失效，但堆芯熱管內(nèi)部存在復(fù)雜的汽液相變傳熱和耦合流動(dòng)問題，給堆芯熱工分析帶來了困難，現(xiàn)有常規(guī)反應(yīng)堆的熱工水力分析模型不適合于熱管冷卻空間堆堆芯熱工特性的分析研究［5］，因此，本文以HPSTMCs為對(duì)象，提出了等效堆芯熱管為傳熱邊界條件的方法，建立了熱管冷卻空間堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工分析的計(jì)算模型，并分析計(jì)算了HP-STMCs堆芯不同布置、控制鼓不同轉(zhuǎn)向及堆芯1根熱管失效時(shí)的熱工傳熱特性。

1 物理模型及計(jì)算方法

1.1 HP-STMCs堆芯簡(jiǎn)介

HP-STMCs空間堆堆芯由126個(gè)熱管燃料組件，13圈378根UN燃料棒元件組成六邊形堆芯，如圖1（a）所示。堆芯中心為譜移吸收體Re材料組件，堆芯外圈布置39根BeO棒。六邊形堆芯容器為0.5 mm厚的Mo-14%Re合金材料，堆容器外覆有2.2 mm厚的熱絕緣材料MFI（multi-foils insulation）。堆芯徑向和軸向布放BeO反射層，徑向反射層內(nèi)布放12個(gè)BeO／B4C反應(yīng)性控制轉(zhuǎn)鼓，徑向反射層包殼為0.2 mm厚ODS-MA956不銹鋼，包括徑向反射層的堆芯外徑為560 mm，其中，六邊形堆芯活性區(qū)尺寸為204.2 mm×409 mm。

HP-STMCs空間堆堆芯每個(gè)熱管燃料組件由1根鋰熱管和焊接在其周圍的3根UN燃料棒構(gòu)成三角形陣列，UN燃料棒與鋰熱管之間利用6個(gè)Re三角塊進(jìn)行填充。如圖1（b）所示。

圖1 HP-STMCs堆芯徑向結(jié)構(gòu)示意圖Fig.1 Radial cross-sectional view of the nuclear reactor for HP-STMCs SRPS

UN燃料棒的外徑為15 mm，Re包殼與UN燃料芯塊之間填充50μm的低壓氦氣。鋰熱管的外徑為15 mm，熱管的管壁為0.4 mm厚的Mo-14% Re合金材料，管內(nèi)有厚為0.2 mm的多孔Mo-14% Re合金吸液芯，熱管中心是半徑為6.4 mm的蒸氣區(qū)，管壁與多孔吸液芯之間有0.5 mm厚的液態(tài)鋰環(huán)腔。堆芯的裂變功率Pf為1.82 MW，熱功率Pth為1.64 MW。97.5%的堆芯熱功率通過堆芯熱管導(dǎo)出堆芯，其余的堆芯熱功率則通過其他輔助機(jī)構(gòu)耗散至堆外。

1.2 物理模型及等效邊界

本文以計(jì)算流體力學(xué)計(jì)算分析軟件為平臺(tái)，為減小計(jì)算量并忽略燃料棒軸向傳熱，建立了HPSTMCs堆芯二維1／6對(duì)稱熱工分析模型，如圖2所示。由于堆芯容器外覆著MFI絕熱材料，因此忽略通過堆芯容器壁面導(dǎo)出的堆芯熱量，假設(shè)堆芯的裂變熱全部通過堆芯熱管導(dǎo)出堆芯。利用間隙導(dǎo)熱模型分析芯塊與包殼之間氦氣隙的傳熱，采用有效導(dǎo)熱系數(shù)對(duì)多孔吸液芯進(jìn)行純導(dǎo)熱近似，考慮了堆芯各材料熱物性隨溫度的變化情況，利用多項(xiàng)式擬合了物性隨溫度變化的函數(shù)關(guān)系。詳細(xì)計(jì)算區(qū)域選取、網(wǎng)格劃分、控制方程及求解器的設(shè)定，參見文獻(xiàn)［6］。

圖2 HP-STMCs堆芯部分截面Fig.2 Cross-sectional view in a reactor sector

本文根據(jù)堆芯鋰熱管運(yùn)行和傳熱特性的分析結(jié)果［7 8］，將堆芯鋰熱管等效為對(duì)流換熱的傳熱邊界，式（1）給出了堆芯熱管的傳熱邊界條件：

其中，q為熱管徑向熱流密度，W·m－2；hL-V為堆芯鋰熱管內(nèi)部多孔吸液芯與中心蒸汽區(qū)界面的等效傳熱系數(shù)，W·K－1·m－2，Twick為熱管多孔吸液芯溫度，K；Tv為熱管中心蒸汽溫度，K。

根據(jù)熱管理論，熱管內(nèi)部汽液界面等效傳熱系數(shù)的計(jì)算公式［9］為

其中，hfg為汽化熱，J·kg－1；p為蒸汽的飽和壓力，Pa；R為摩爾氣體常數(shù)，J·K－1·mol－1；Ts為蒸汽飽和溫度，K。則堆芯鋰熱管內(nèi)部L-V界面溫降的計(jì)算公式為

圖3給出了HP-STMCs堆芯熱管汽液界面等效傳熱系數(shù)hL-V隨蒸汽飽和溫度的變化及不同功率Q輸出時(shí)汽液界面溫降的變化。由圖3可知，堆芯鋰熱管汽液界面換熱系數(shù)隨著蒸汽飽和溫度的增大而急劇升高，汽液界面溫降在此溫度范圍內(nèi)非常小。在堆芯熱管正常運(yùn)行的1 500 K左右，汽液界面的溫降約為0.7 K，可以近似忽略這一溫降，因此堆芯熱管汽液界面的吸液芯溫度近似等于蒸發(fā)段蒸汽的平均溫度。堆芯熱管傳熱邊界條件可以進(jìn)一步簡(jiǎn)化為定邊界條件，即

綜上所述，式（4）為熱管冷卻空間堆堆芯溫度場(chǎng)分析計(jì)算時(shí)的熱管傳熱邊界條件。

圖3 汽液界面等效傳熱系數(shù)及界面溫降隨蒸汽飽和溫度的變化Fig.3 Coefficient of heat transfer and L-V interface temperature drop with vapor temperature

2 計(jì)算結(jié)果分析

2.1 假設(shè)功率均勻分布時(shí)的計(jì)算結(jié)果

為了研究HP-STMCs堆芯內(nèi)傳熱的薄弱環(huán)節(jié)，分析計(jì)算了HP-STMCs堆芯功率均勻分布時(shí)的溫度場(chǎng)，堆芯平均功率密度為6.35×107W·m－3。HP-STMCs功率均勻分布時(shí)堆芯溫度場(chǎng)分布如圖4所示。選取了HP-STMCs堆芯典型位置UN燃料棒，即圖2中，1號(hào)熱管組件（中心）、9號(hào)熱管組件（中間）和16號(hào)熱管組件（外圍）中的UN燃料棒，分析溫度隨徑向尺寸的變化情況。UN燃料棒徑向尺寸直徑的選取方法為：中心和中間UN燃料棒選取的直徑線與圖4中定義的x軸成0°，而外圍的UN燃料棒選取的直徑線與圖4中定義的x軸成60°。

由圖4可見，堆芯溫度分布比較均勻，由于堆芯外圍和中心熱管數(shù)量較少，影響熱量的導(dǎo)出，溫度相對(duì)較高，堆芯最高溫度出現(xiàn)在外圍UN燃料棒內(nèi)，為1 688 K。在HP-STMCs堆的物理設(shè)計(jì)中，需要降低這兩個(gè)區(qū)域的功率分布不均勻系數(shù)，或者將堆芯中央金屬Re組件替換為熱管燃料組件，改善堆芯中心的傳熱能力，但這種改變需要綜合考慮其對(duì)堆芯物理設(shè)計(jì)中淹沒安全的影響。堆芯UN燃料棒溫度隨徑向尺寸的變化如圖5－圖7所示。由圖5和圖7可知，堆芯中心和外圍的UN燃料棒溫度分布是不對(duì)稱的，燃料棒內(nèi)氦氣隙的溫降在燃料棒圓周方向（沿θ方向）是不相同的，在靠近熱管一側(cè)有較大的溫降，達(dá)到40 K。從圖6可知，堆芯中間位置的UN燃料棒內(nèi)溫度分布較對(duì)稱。

2.2 詳細(xì)功率分布時(shí)的計(jì)算結(jié)果

本文分析了堆芯均勻布置和分三區(qū)裝料非均勻布置、反應(yīng)性控制機(jī)構(gòu)B4C控制鼓轉(zhuǎn)向朝外和朝內(nèi)HP-STMCs堆芯詳細(xì)功率分布時(shí)［10］的二維溫度場(chǎng)分布情況，計(jì)算結(jié)果如圖8－圖11所示。堆芯穩(wěn)態(tài)時(shí)溫度場(chǎng)的分布與堆芯徑向功率分布一致。

由圖8和圖9可知，HP-STMCs堆芯不分區(qū)均勻布置時(shí)，無論控制鼓向外或向內(nèi)，堆芯溫度分布的不均勻性均較明顯，這對(duì)堆芯結(jié)構(gòu)材料的熱膨脹特性提出了要求，且在控制鼓向內(nèi)時(shí)堆芯UN燃料棒最高溫度為1 739 K，雖滿足小于UN燃料溫度安全限值2 000 K［11］，但如果堆芯長(zhǎng)期運(yùn)行在此較高溫度，會(huì)引起堆芯材料間較大的熱應(yīng)力，減小堆芯的壽命。

由圖10和圖11可知，HP-STMCs堆芯非均勻布置時(shí)，降低了堆芯功率分布不均勻系數(shù)，展平了堆芯功率［10］，可以看出堆芯在分區(qū)布置時(shí)溫度分布比較均勻，且堆芯最高溫度在轉(zhuǎn)鼓向內(nèi)時(shí)僅達(dá)到1 671 K，更好地保證了HP-STMCs空間堆的堆芯安全；在轉(zhuǎn)鼓向外時(shí)堆芯最高溫度達(dá)到1 733 K，可以近似看作空間堆的壽期末，堆芯溫度運(yùn)行在高溫狀態(tài)。綜合分析結(jié)果表明，HP-STMCs堆芯非均勻布置有利于堆芯熱工安全。

圖4 假設(shè)堆芯功率分布均勻時(shí)的堆芯溫度分布Fig.4 The temperature distribution of reactor core for uniform power of 6.35×107W·m－3

圖5 堆芯中心UN燃料棒溫度沿徑向的變化Fig.5 Radial variation of the UN pin temperature at the center

圖6堆芯中間UN燃料棒溫度隨徑向的變化Fig.6 Radial variation of the UN pin temperature at the middle region

圖7堆芯外圍UN燃料棒溫度沿徑向的變化Fig.7 Radial variation of the UN pin temperature at the outer region

圖8均勻布置控制鼓向外堆芯溫度分布Fig.8 The non-zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-out

圖9均勻布置控制鼓向內(nèi)堆芯溫度分布Fig.9 The non-zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-in

圖10非均勻布置控制鼓向外堆芯溫度分布Fig.10 The zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-out

圖11非均勻布置控制鼓向內(nèi)堆芯溫度分布Fig.11 The zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-in

2.3 堆芯1根鋰熱管失效時(shí)的計(jì)算結(jié)果

熱管冷卻空間堆具有避免堆芯冷卻單點(diǎn)失效的安全特性，因此，本文研究了HP-STMCs堆芯1根鋰熱管失效時(shí)堆芯溫度場(chǎng)的分布情況?？紤]到HPSTMCs堆芯不同布置方案時(shí)的穩(wěn)態(tài)溫度場(chǎng)分布情況，HP-STMCs將選取非均勻布置的堆芯方案，分析熱管失效情況下的堆芯傳熱特性，典型位置堆芯熱管失效時(shí)的堆芯溫度分布情況，計(jì)算結(jié)果如圖12－圖17所示。假設(shè)熱管失效時(shí)，失效組件燃料的核反應(yīng)熱通過相鄰組件熱管導(dǎo)出堆芯。

由圖12至圖17可以看出，HP-STMCs堆芯1根鋰熱管失效時(shí)，僅影響其周圍熱管燃料組件的溫度分布，失效熱管周圍熱管組件UN燃料棒的溫升較大。不同位置熱管失效引起的UN燃料棒溫升不同，由圖13和圖11對(duì)比以及圖16和圖10對(duì)比可知，HP-STMCs堆芯中間位置熱管失效時(shí)，UN芯塊最高溫度上升約150 K。由圖14和圖11對(duì)比以及圖17和圖10對(duì)比可知，HP-STMCs堆芯外圍熱管失效時(shí)，UN芯塊最高溫度上升約200 K。這是由于HP-STMCs堆芯中心與外圍熱管數(shù)比較少，堆芯熱管在這些位置失效時(shí)，對(duì)HP-STMCs的安全性帶來了挑戰(zhàn)。因此，在堆芯物理設(shè)計(jì)時(shí)有必要對(duì)此位置的功率分布進(jìn)行優(yōu)化，盡可能降低此位置的功率分布不均勻系數(shù)。

圖12 控制鼓向內(nèi)，中心熱管失效溫度分布Fig.12 The reactor core temperature distribution with a center heat pipe failure and control drums facing-in

圖13 控制鼓向內(nèi)，中間熱管失效溫度分布Fig.13 The reactor core temperature distribution with a middle heat pipe failure and control drums facing-in

圖14 控制鼓向內(nèi)，外圍熱管失效溫度分布Fig.14 The reactor core temperature distribution with an outer heat pipe failure and control drums facing-in

圖15 控制鼓向外，中心熱管失效溫度分布Fig.15 The reactor core temperature distribution with a center heat pipe failure and control drums facing-out

圖16 控制鼓向外，中間熱管失效溫度分布Fig.16 The reactor core temperature distribution with a middle heat pipe failure and control drums facing-out

圖17 控制鼓向外，外圍熱管失效溫度分布Fig.17 The reactor core temperature distribution with an outer heat pipe failure and control drums facing-out

3結(jié)論

利用等效堆芯熱管為傳熱邊界條件的方法，建立了熱管冷卻空間堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工分析的計(jì)算模型，計(jì)算了HP-STMCs堆芯熱工特性，計(jì)算結(jié)果表明：

1）HP-STMCs堆芯鋰熱管，堆芯熱管內(nèi)部汽液界面的等效傳熱系數(shù)很大，且隨蒸發(fā)段的溫度升高而急劇增大。空間堆堆芯熱管在正常運(yùn)行工況時(shí)，汽液界面的溫降很小，可以忽略不計(jì)。因此，在開展HP-STMCs堆芯熱工分析時(shí)，可將堆芯熱管簡(jiǎn)化為定溫度的傳熱邊界條件。

2）堆芯中心和外圍的熱管布置數(shù)量較少，在這些區(qū)域堆芯傳熱能力較弱，因此在堆芯功率均勻分布時(shí)，此區(qū)域的溫度較高，且燃料棒內(nèi)的溫度分布很不均勻。燃料棒內(nèi)氦氣隙的溫降（沿θ方向）圓周方向是不相同的，在靠近熱管一側(cè)最大，約為40 K。

3）堆芯溫度場(chǎng)的分布與功率分布一致，堆芯非均勻布置時(shí)，堆芯溫度場(chǎng)分布較均勻，在轉(zhuǎn)鼓向內(nèi)時(shí)，堆芯最高溫度僅達(dá)1 671 K，HP-STMCs應(yīng)采用非均勻布置方案。

4）堆芯在1根鋰熱管失效時(shí)，堆芯核反應(yīng)熱可以安全導(dǎo)出。堆芯1根熱管失效僅導(dǎo)致其周圍熱管燃料組件的溫度有較大升高。不同位置熱管失效引起的溫升不同，堆芯外圍熱管失效時(shí)，UN芯塊最高溫升約200 K。

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Steady-State Thermohydraulic Characteristics of HP-STMCs Space Reactor Core

LI Hua-qi，JIANG Xin-biao，CHEN Li-xin，YANG Ning HU Pan，MA Teng-yue，ZHU Lei
（Northwest Institute of Nuclear Technology，Xi'an 710024，China）

A calculation model was built to analyze the steady-state thermohydraulic characteristics of heat pipe cooled space reactor cores based on the computational fluid dynamics （CFD），with simulative reactor heat pipe as equivalent heat transfer boundary.The calculation was made on the HP-STMCs space reactor core power and detailed power profile with zoned and non-zoned loading pattern，B4C control drums inner and outer faced.The safety heat transfer characteristics of reactor core was analyzed when a heat pipe fails.The results show that the temperature distribution is uniform at average power profile，but at detail power distribution，the local temperature becomes higher with non-zoned core and the overall temperature distributes uniformly with zoned core.When a heat pipe fails，only the temperature of UN pins around the fail heat pipe rises obviously to 200 K.The maximum temperature appears at the center and its around.Therefore，the core should be zoned in loading pattern and the HP-STMCs space reactor core is safe with one heat pipe failed.

HP-STMCs；heat transfer boundary；steady state temperature distribution；heat pipe failure

TL331

A

2095- 6223（2015）02- 144- 07

2014- 05- 30；

2015- 01- 08

國家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目（11375143）

李華琪（1989－），男，陜西耀州人，研究實(shí)習(xí)員，碩士，主要從事核反應(yīng)堆熱工水力及安全分析研究。

E-mail：lihuaqi＠nint.ac.cn