FHR在全廠斷電事故下對(duì)RVACS散熱能力的要求

趙 晶 王 凱 焦小偉 何兆忠 陳 堃

1（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 嘉定園區(qū) 上海 201800）2（中國科學(xué)院大學(xué) 北京 100049）

FHR在全廠斷電事故下對(duì)RVACS散熱能力的要求

趙 晶1,2王 凱1焦小偉1,2何兆忠1陳 堃1

1（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 嘉定園區(qū) 上海 201800）2（中國科學(xué)院大學(xué) 北京 100049）

氟鹽冷卻高溫堆(Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor, FHR)是一種采用包覆顆粒燃料、高溫熔融氟鹽冷卻劑的先進(jìn)反應(yīng)堆。部分FHR概念采用了反應(yīng)堆容器輔助冷卻系統(tǒng)(Reactor Vessel Auxiliary Cooling System, RVACS)導(dǎo)出事故下的堆芯余熱。RVACS通過導(dǎo)熱、對(duì)流換熱、輻射換熱等非能動(dòng)過程，在事故發(fā)生時(shí)將堆芯余熱排出至大氣中。本文采用中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所設(shè)計(jì)的10 MW FHR作為基準(zhǔn)，利用RELAP5-MS程序，對(duì)其在全廠斷電事故下的瞬態(tài)過程進(jìn)行了模擬，驗(yàn)證了RVACS的余熱導(dǎo)出能力。本文進(jìn)一步研究了高反應(yīng)堆功率情況下的全廠斷電事故的瞬態(tài)過程，探討了不同反應(yīng)堆功率的FHR對(duì)RVACS散熱能力的要求。

氟鹽冷卻高溫堆，反應(yīng)堆容器輔助冷卻系統(tǒng)，RELAP5-MS，全廠斷電

氟鹽冷卻高溫堆(Fluoride salt-cooled Hightemperature Reactor, FHR)是綜合了多種反應(yīng)堆優(yōu)點(diǎn)的一種先進(jìn)反應(yīng)堆[1]。具有高溫、低壓等特點(diǎn)，并可具有非能動(dòng)的余熱排出能力[2-3]。20世紀(jì)80年代，鈉冷快堆S-PRISM (Super Power Reactor Innovative Small Module)[4]采用反應(yīng)堆容器輔助冷卻系統(tǒng)(Reactor Vessel Auxiliary Cooling System, RVACS)進(jìn)行余熱排出[5]，即通過反應(yīng)堆容器的導(dǎo)熱、對(duì)流換熱、輻射換熱等自然過程，自發(fā)將堆芯余熱排出至大氣中[6]。清華大學(xué)的10 MW高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆也采用了RVACS進(jìn)行衰變熱排出[7]。RVACS系統(tǒng)結(jié)構(gòu)較為簡單，無需外部動(dòng)力，但由于散熱方式的限制使得其散熱功率依賴反應(yīng)堆容器體積的大小。且反應(yīng)堆容器需要對(duì)其兩種矛盾的功能做出平衡：1) 為保證容器完整性，應(yīng)盡量降低堆容器溫度；2) 為排出衰變熱，堆容器在事故工況下應(yīng)處于高溫狀態(tài)[8]。因此對(duì)RVACS散熱能力的要求開展研究是很有必要的。

中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所設(shè)計(jì)的10MW固態(tài)燃料熔鹽實(shí)驗(yàn)堆是FHR的一種[9]，采用了RVACS[10]。全廠斷電作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中可預(yù)見的極限事故，事故發(fā)生后系統(tǒng)及應(yīng)急設(shè)備全部失去外部動(dòng)力完全依靠RVACS排除堆芯余熱，因此本文選取基準(zhǔn)設(shè)計(jì)10MW固態(tài)燃料熔鹽實(shí)驗(yàn)堆作為分析對(duì)象，利用適用于熔鹽堆系統(tǒng)的RELAP5-MS[11]分析程序，計(jì)算分析在全廠斷電事故發(fā)生時(shí)RVACS的排熱能力，以及RVACS不同散熱能力對(duì)基準(zhǔn)設(shè)計(jì)堆型全廠斷電事故進(jìn)程的影響，以及更大堆芯總功率的FHR對(duì)RVACS散熱能力的要求。

1 基準(zhǔn)設(shè)計(jì)系統(tǒng)簡介

基準(zhǔn)設(shè)計(jì)采用包覆顆粒燃料(Tristructural isotropic, TRISO)，高溫熔融氟鹽作為冷卻劑，石墨作為慢化劑。其設(shè)計(jì)熱功率為10 MW。TMSR-SF1 (Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel)采用雙回路設(shè)計(jì)，一、二回路均低壓運(yùn)行。一回路冷卻劑為FLiBe，二回路冷卻劑為FLiNaK[12]。TMSR-SF1系統(tǒng)原理見圖1[10]。

RVACS工作流程是：某些事故工況發(fā)生時(shí)，借助于熱傳導(dǎo)、自然對(duì)流換熱和熱輻射等自然機(jī)制的非能動(dòng)方式，依次通過燃料元件、石墨反射層、堆芯金屬圍筒、下降環(huán)腔和堆容器，將反應(yīng)堆衰變熱導(dǎo)出到堆艙中。堆艙內(nèi)的換熱裝置吸入大氣環(huán)境的冷空氣進(jìn)入進(jìn)風(fēng)門，通過進(jìn)風(fēng)管，然后到余排換熱裝置吸收衰變熱量，通過出風(fēng)管和排氣塔的出風(fēng)門最終排出至大氣[10]，如圖2所示。

圖1 基準(zhǔn)設(shè)計(jì)的系統(tǒng)圖Fig.1 Schematic of the baseline design.

圖2 基準(zhǔn)設(shè)計(jì)的RVACSFig.2 RVACS of the baseline design.

2 全廠斷電事故

全廠斷電事故即反應(yīng)堆在正常運(yùn)行時(shí)突然失去廠外和廠內(nèi)交流電，引起反應(yīng)堆一、二回路熔鹽泵等系統(tǒng)設(shè)備以及其他應(yīng)急設(shè)備失去動(dòng)力[13]。根據(jù)基準(zhǔn)設(shè)計(jì)RVACS的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，分析的保守假設(shè)為：1) 反應(yīng)堆初始運(yùn)行功率為滿功率；2) 二回路冷卻劑流量在事故發(fā)生后10 s時(shí)降為0；3) 堆芯中子學(xué)參數(shù)取壽期初熱態(tài)數(shù)據(jù)。

該事故的限值準(zhǔn)則為：燃料球核芯平均溫度不超過1600 °C，一回路冷卻劑溫度不超過與其接觸的設(shè)備材料的許用溫度限值700 °C[14]。

事故分析計(jì)算采用的是對(duì)RELAP5/MOD.0程序進(jìn)行修改后的，經(jīng)過驗(yàn)證可用于熔鹽堆的RELAP5-MS程序。RELAP5計(jì)算程序是Idaho國家工程實(shí)驗(yàn)室(Idaho National Engineering Laboratory, INEL)為美國核管理委員會(huì)(Nuclear Regulatory Commission, NRC)發(fā)展的一個(gè)輕水堆最佳估算程序[15]。RELAP5/MOD4.0對(duì)基準(zhǔn)設(shè)計(jì)分析的模型節(jié)點(diǎn)劃分如圖3所示。其中，由時(shí)間控制體201和205控制雙熔鹽換熱器冷端邊界條件。RVACS的散熱作用通過對(duì)反應(yīng)堆容器外殼設(shè)定熱流密度來實(shí)現(xiàn)。

基準(zhǔn)設(shè)計(jì)的全廠斷電事故序列為：全廠斷電發(fā)生后，一回路泵停運(yùn)；堆芯燃料中心最高溫度在2.0s時(shí)達(dá)到峰值770.4 °C；4.0 s時(shí)，主回路流量下降至停堆整定值；7800 s時(shí)，堆容器出口溫度達(dá)到峰值673.9 °C。事故后堆芯功率變化如圖4所示，事故后的反應(yīng)堆一回路流量，燃料核芯最高溫度和堆容器出入口溫度隨時(shí)間的變化如圖5所示。分析中假設(shè)不考慮RVACS由滿功率降至停堆后的系統(tǒng)顯熱。

圖3 主回路節(jié)點(diǎn)Fig.3 Nodalization of the primary loop.

圖4 堆芯功率及RVACS滿功率曲線Fig.4 Curves of core power and full RVACS power vs. time.

圖5 流量及溫度變化曲線Fig.5 Curves of flowrate and temperature vs. time.

事故發(fā)生初期，主泵失去動(dòng)力流量迅速下降，燃料球溫度升高，主回路中沒有流量，堆容器出口冷卻劑溫度基本保持不變。而下降環(huán)腔內(nèi)溫度在RVACS作用下逐漸降低，這樣與位于高處的雙熔鹽換熱器中熔鹽溫度產(chǎn)生溫度差，引起回路內(nèi)部的自然循環(huán)，堆容器出口冷卻劑溫度開始升高，而下降環(huán)腔中冷卻劑進(jìn)入堆芯，同時(shí)由于控制棒下落，使得堆芯燃料球溫度降低，隨后堆芯燃料球?qū)崃總鬟f至主回路中熔鹽冷卻劑。當(dāng)整個(gè)回路系統(tǒng)通過內(nèi)部的自然循環(huán)達(dá)到同樣的溫度后，主回路冷卻劑便失去了溫度差的驅(qū)使，流動(dòng)特別緩慢。此時(shí)RVACS散熱功率高于堆芯衰變功率，由RVACS穩(wěn)定的帶走熱量。

3 基準(zhǔn)設(shè)計(jì)系統(tǒng)對(duì)RVACS的要求

在基準(zhǔn)設(shè)計(jì)堆型發(fā)生全廠斷電事故后，RVACS散熱留有較大余量，設(shè)計(jì)要求了解RVACS必須具有的最小散熱能力。通過不斷減小堆容器外壁的熱流密度，求出反應(yīng)堆容器出口冷卻劑溫度剛好達(dá)到安全限值時(shí)的堆容器外壁的熱流密度值，就得到了RVACS的最小散熱能力。此時(shí)功率與溫度隨時(shí)間變化曲線如圖6、7所示。事故前期回路依賴溫差造成的自然循環(huán)進(jìn)行熱量傳遞，堆容器出口冷卻劑溫度在12000 s時(shí)達(dá)到第一個(gè)峰值679.1 °C。達(dá)到平衡后，由于堆芯衰變功率高于RVACS散熱能力，整個(gè)回路溫度在堆芯衰變熱作用下持續(xù)上升，并在107 h時(shí)達(dá)到最大值699.0 °C。其后，堆芯衰變熱下降至RVACS散熱功率水平，由RVACS穩(wěn)定帶走熱量回路溫度均未超過安全限值。

圖6 堆芯功率及最小RVACS功率曲線Fig.6 Curves of core power and minimum power of RVACS vs. time.

圖7 溫度變化曲線Fig.7 Curve of temperature vs. time.

由不同散熱能力的RVACS對(duì)TMSR-SF1全廠斷電事故的影響可以看出，事故發(fā)生后，回路的溫度變化主要分為兩個(gè)階段，RVACS在這兩個(gè)階段所起作用也不盡相同。事故前期不但散熱，還驅(qū)動(dòng)自然循環(huán)。后期依賴RVACS進(jìn)行衰變熱排出，保證堆芯安全。

上述過程中，堆芯主要參數(shù)均在安全限值以內(nèi)，堆芯燃料球溫度均未超過780 °C，證明其具有極高的安全性，后續(xù)分析中，可將堆容器出口冷卻劑溫度作為檢測參數(shù)。

4 大堆芯體積對(duì)RVACS的要求

增大堆功率為的是了解不同堆功率所要求的RVACS對(duì)應(yīng)的最小散熱能力。因此，采用兩種方式改變基準(zhǔn)設(shè)計(jì)的堆芯總功率：1) 保持堆芯功率密度不變，增大堆芯體積；2) 保持堆芯體積不變，增加堆芯功率密度。兩種假設(shè)中，穩(wěn)態(tài)時(shí)的主回路及二回路數(shù)據(jù)與基準(zhǔn)設(shè)計(jì)保持一致。

堆芯功率密度不變，改變體積時(shí)，堆容器熱構(gòu)件總厚度不變，RVACS厚度不變，材料不變，空氣流速不變。幾種假想設(shè)計(jì)參數(shù)值列于表1中，繪制出圖8-10。

表1 假想系統(tǒng)的設(shè)計(jì)穩(wěn)態(tài)Table 1 Design data of the created systems.

圖8 堆芯出口冷卻劑溫度變化(10-45 MW)Fig.8 Outlet temperature vs. time (10-45 MW).

圖9 堆容器出口溫度變化曲線(50-600 MW)Fig.9 Outlet temperature vs. time (50-600 MW).

圖10 各功率堆型所需最小RVACS功率(10-600 MW)Fig.10 RVACS power vs. core power (10-600 MW).

自然循環(huán)段，功率升高，堆容器出口溫度峰值升溫幅度不大，改變堆芯功率，堆芯功率越高衰變功率越高，隨后堆容器出口冷卻劑溫度上升越快，需要的RVACS散熱功率越大。圖8、9中溫度均在安全限值內(nèi)。

當(dāng)堆芯總功率超過100 MW后，不會(huì)出現(xiàn)第一個(gè)峰值，這是由于高功率系統(tǒng)衰變功率高，自然循環(huán)時(shí)間短。當(dāng)衰變功率下降至RVACS散熱水平，由RVACS穩(wěn)定帶走熱量。

假設(shè)堆容器外壁熱流密度保持不變，圖10中“Design”曲線即系統(tǒng)能達(dá)到得RVACS散熱功率，其與系統(tǒng)所需最小RVACS散熱能力交點(diǎn)在45-50MW，保守地認(rèn)為此種散熱方式能適用于的反應(yīng)堆總功率低于45 MW的TMSR-SF。

5 高堆芯功率密度對(duì)RVACS的要求

保持堆芯體積不變，計(jì)算不同堆芯功率密度在事故下所需對(duì)反應(yīng)堆外壁輸入的最小熱流密度。分別取堆芯功率密度為q0的2、3、4、4.5、5、10倍的假想設(shè)計(jì)系統(tǒng)，設(shè)計(jì)參數(shù)值列于表2。分析事故后各系統(tǒng)反應(yīng)堆容器出口溫度的變化見圖11-13。

表2 假想系統(tǒng)的設(shè)計(jì)穩(wěn)態(tài)Table 2 Design data of the created systems.

圖11 堆容器出口冷卻劑溫度變化(20-40 MW)Fig.11 Outlet temperature vs. time (20-40 MW).

圖12 堆容器出口冷卻劑溫度變化(1) (45-100 MW)Fig.12 Outlet temperature vs. time (1) (45-100 MW).

圖13 堆容器出口冷卻劑溫度變化(2) (45-100 MW)Fig.13 Outlet temperature vs. time (2) (45-100 MW).

從圖11中可以看出，升高功率密度對(duì)事故前期系統(tǒng)自身的自然循環(huán)的傳熱過程影響較大，堆芯功率密度越高，前期堆容器出口冷卻劑溫度峰值升溫幅度越大。當(dāng)堆芯功率密度小于16 MW·m-3時(shí)，冷卻劑出口溫度不會(huì)超過安全限值，后期在衰變熱的作用下溫度有所回升，但RVACS能持續(xù)排出熱量。

當(dāng)堆芯功率密度大于18 MW·m-3，即堆芯功率超過45 MW后，在堆容器體積不變的情況下，堆芯衰變功率越高，對(duì)燃料球加熱作用越明顯，燃料球?qū)崃總鬟f給流經(jīng)堆芯的冷卻劑，系統(tǒng)的自然循環(huán)使得堆容器出口冷卻劑溫度的升溫幅度超過了50 °C。而這一過程中，RVACS起輔助作用，需要大功率的RVACS才能抑制出口冷卻劑溫度峰值超過限值，而當(dāng)增加堆容器外壁的熱流密度至太大時(shí)，事故前期其首先冷卻堆容器壁內(nèi)壁，還未來得及將堆芯熱量導(dǎo)出時(shí)便出現(xiàn)了內(nèi)壁材料溫度過低的現(xiàn)象，因此不可盲目增大熱流密度求得最小RVACS散熱量。這樣不科學(xué)也不經(jīng)濟(jì)。對(duì)此，考慮將材料管道許用溫度提高到720 °C，分析此時(shí)事故進(jìn)程。

將溫度限值升高以后，前期自然循環(huán)升溫不會(huì)超過限值，后期RVACS散熱發(fā)揮作用，保證堆芯冷卻，將整個(gè)系統(tǒng)的熱量持續(xù)穩(wěn)定排出。

6 結(jié)語

全廠斷電事故下，不同設(shè)計(jì)中的RVACS散熱功率的要求如圖14、15所示。

圖14 反應(yīng)堆功率與所需反應(yīng)堆容器壁熱流密度的關(guān)系Fig.14 Heat flux density of reactor vessel vs. core power.

圖15 反應(yīng)堆功率與所需RVACS功率的關(guān)系Fig.15 RVACS power vs. core power.

根據(jù)分析的保守性，容器外殼溫度取安全限值700 °C，堆艙溫度根據(jù)基準(zhǔn)設(shè)計(jì)取余排換熱裝置出口溫度值為220 °C。假設(shè)可達(dá)到最大溫差，反應(yīng)堆容器外壁可傳遞的最大熱流密度為：

式中：h是表面?zhèn)鳠嵯禂?shù)，h=Nu· k/ L。堆艙內(nèi)的空氣自然對(duì)流經(jīng)驗(yàn)關(guān)系式[10]為：

所以，

則RVACS散熱能力最大可達(dá)到0.9 MW。HTR-10高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆[16]綜合考慮輻射、對(duì)流和傳導(dǎo)效應(yīng)，通過計(jì)算流體力學(xué)數(shù)值計(jì)算得到其散熱功率為1.2 MW。由于HTR-10采用水冷壁，其RVACS的散熱能力會(huì)高于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故緩解要求。可以認(rèn)為本文估算的堆容器外壁熱流密度26kW·m-2具有參考意義。堆芯功率密度不變時(shí)，F(xiàn)HR功率升至300MW需要的熱流密度為28kW·m-2；堆芯體積不變時(shí)，F(xiàn)HR功率升至100MW需要的熱流密度為45.0 kW·m-2，均超過了設(shè)計(jì)能達(dá)到的最大熱流密度。因此，當(dāng)在高功率FHR中，采用RVACS作為余熱排出的唯一手段時(shí)，需要特別謹(jǐn)慎。

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The requirement to the reactor vessel auxiliary cooling system of fluoride salt-cooled
high-temperature reactors during station blackout

ZHAO Jing1,2WANG Kai1JIAO Xiaowei1,2HE Zhaozhong1CHEN Kun1

1(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China) 2(University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China)

Background: Reactor vessel auxiliary cooling system (RVACS) is a passive residual heat removal system applied to thorium molten salt reactor-solid fuel (TMSR-SF1). There are difficulties to use it to high-power reactor with its multifunction reactor vessel. To maximize vessel integrity, vessel should be minimized. Purpose: This study aims to verify the heat-discharge capability of the RVACS under station blackout accident (SBO). Methods: With a 10-MW fluoride salt-cooled high-temperature reactor (FHR) designed by Shanghai Institute of Applied Physics of Chinese Academy of Sciences as the baseline design, the RELAP5-MS code was adopted to simulate the transients during a SBO. Results: A scope of RVACS power for heat dissipation of FHR under SBO is given by this study. Conclusion: The heat-discharge capability of the RVACS was verified.

FHR, RVACS, RELAP5-MS, Station blackout

ZHAO Jing, female, born in 1994, graduated from Lanzhou University in 2014, master student, focusing on nuclear reactor safety analysis Corresponding author: CHEN Kun, E-mail: chenkun@sinap.ac.cn

date: 2017-04-20, accepted date: 2017-06-09

TL364

10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.090603

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)(No.XDA02050100)資助

趙晶，女，1994年出生，2014年畢業(yè)于蘭州大學(xué)，現(xiàn)為碩士研究生，研究領(lǐng)域?yàn)楹朔磻?yīng)堆安全分析

陳堃，E-mail: chenkun@sinap.ac.cn

2017-04-20，

2017-06-09

Supported by Strategic Priority Research Program of Chinese Academy of Sciences (No.XDA02050100)