應(yīng)用于壓水堆核電站的熱管冷卻技術(shù)研究進展

賈凝晰 王洪亮 元一單

【摘 要】熱管是一種利用冷卻工質(zhì)相變而具有高效換熱性能的元件，具有非能動、換熱效率高、布置靈活等特點，因而熱管冷卻技術(shù)在壓水堆核電站改善運營經(jīng)濟性和提高固有安全性等方面展現(xiàn)出了巨大的應(yīng)用前景。本文從熱管的概念出發(fā)，以分離式重力型熱管為例介紹了熱管的原理與特性，總結(jié)了熱管冷卻技術(shù)的最新研究進展；本文重點圍繞著壓水堆核電站的大型冷卻系統(tǒng)，包括“乏燃料水池冷卻系統(tǒng)”、“安全殼冷卻系統(tǒng)”、“關(guān)鍵設(shè)備冷卻系統(tǒng)”等展開介紹，合理分析熱管冷卻技術(shù)應(yīng)用于壓水堆核電站的可行性，并對未來熱管冷卻技術(shù)在壓水堆核電站的進一步應(yīng)用提出展望。

【關(guān)鍵詞】熱管；高效換熱；壓水堆核電站；研究進展；冷卻系統(tǒng)

中圖分類號： TU832.23 文獻標(biāo)識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）32-0220-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.32.102

0 引言

熱管作為一種高效的傳熱元件，利用熱傳導(dǎo)原理和相變介質(zhì)的快速熱傳遞性質(zhì)，將熱量迅速導(dǎo)出，從其發(fā)明伊始至今已有70多年。1944年，美國俄亥俄州通用發(fā)動機公司的R.S.Gaugler[1]率先在專利中提出了熱管的原理，即毛細熱管的原型，然而當(dāng)時并沒有被采納應(yīng)用到工程實際中。1962年，L.Trefethen[2]再次提出了一種適用于宇宙飛船的熱管傳熱元件的設(shè)計，由于缺乏實驗數(shù)據(jù)支持，當(dāng)時亦未能付諸實施。直到1963年，美國Los Alamos國家實驗室的G.M.Grover[3]對熱管進行了系統(tǒng)性實驗研究，研究結(jié)果表明熱管的導(dǎo)熱率比任何已知金屬都高，遂正式命名為熱管（Heat Pipe）；1965年，Los Alamos國家實驗室的Cotter[4]提出了較為完整的熱管理論，該理論針對毛細熱管給出了熱管內(nèi)熱流量、質(zhì)量交換等的計算方法，為日后熱管技術(shù)的高速發(fā)展提供了有力的理論基礎(chǔ)。熱管技術(shù)最先應(yīng)用于航天領(lǐng)域，1967年，美國將一根以水作為工質(zhì)的不銹鋼熱管送入地球衛(wèi)星軌道并進行衛(wèi)星的溫度控制，結(jié)果證明了熱管零重力條件下的可行性。此后，世界各地均開展了大量關(guān)于熱管技術(shù)的研究?？偨Y(jié)回顧熱管的原理及發(fā)展歷程，結(jié)合當(dāng)前熱管冷卻技術(shù)的發(fā)展?fàn)顩r，熱管的概念可以概括為一種利用冷卻工質(zhì)相變而具有高效傳熱特性的非能動封閉式傳熱元件。

近年來，由于熱管具有高效換熱、非能動性等特性，使其有望在壓水堆核電站的諸多大型冷卻系統(tǒng)中得以應(yīng)用。1990年，Razzaque等人[5]曾提出運用熱管的停堆釋熱保護方案。目前，熱管冷卻技術(shù)在我國壓水堆核電站領(lǐng)域的應(yīng)用研究尚處于初級階段，未來熱管技術(shù)的工程應(yīng)用仍需大量的數(shù)據(jù)支持。下面分別從熱管的結(jié)構(gòu)、熱性、工程應(yīng)用研究等方面展開介紹。

1 分離式重力型熱管

熱管按不同的方式，如按照結(jié)構(gòu)、工作溫度、工質(zhì)回流方式具有多種分類形式。其中，分離式重力型熱管以其優(yōu)越的特性引起了核工業(yè)界研究學(xué)者的廣泛關(guān)注。與毛細型熱管相比，分離式熱管的冷卻工質(zhì)依靠重力回流，不需配備吸液芯，在結(jié)構(gòu)上減小了熱管的加工難度；而且，分離式熱管的蒸發(fā)段與冷凝段分離，在布置上更加靈活便捷；此外，分離式熱管亦具備普通熱管的非能動、換熱效率高的特點，可滿足更高冷卻功率的需求，因此在壓水堆核電站中分離式熱管具有更加廣闊的應(yīng)用范圍。本文將以分離式重力型熱管為例，介紹熱管的結(jié)構(gòu)與特性。

1.1 分離式重力型熱管的結(jié)構(gòu)與原理

分離式熱管是重力式熱管的一種特殊形式，其蒸發(fā)段和冷凝段互相隔開，通過一根蒸汽上升管和一根冷凝液下降管連接成一個循環(huán)回路。與傳統(tǒng)的毛細熱管相同，都是通過工作流體的相變實現(xiàn)熱量的傳遞，區(qū)別是不設(shè)置吸液芯，依靠重力實現(xiàn)冷卻工質(zhì)回流，如圖1所示，為分離式熱管的原理示意圖。熱管工作時，蒸發(fā)段的工作流體受熱沸騰，產(chǎn)生的蒸汽通過蒸汽上升管到達冷凝段冷凝液化，并在重力作用下沿液體下降管回流至蒸發(fā)段，完成一次循環(huán)過程。

1.2 分離式熱管的傳熱極限

與其他類型的熱管相比，由于分離式熱管的汽液兩相不直接接觸，可以有效地避免了攜帶極限的發(fā)生；但是，與其他類型的熱管相同的是分離式熱管的換熱能力仍被一些因素制約，仍存在某些傳熱極限；因此，無論在實驗研究設(shè)計上，還是在未來的工程應(yīng)用中，這些傳熱極限都是需要重點考慮的對象。

1）黏性極限

在傳統(tǒng)的熱管設(shè)計中，一般由于所采用的冷卻工質(zhì)動力粘度較小，熱流密度大，不易產(chǎn)生黏性極限；但是如果分離式熱管的回路設(shè)計較長，導(dǎo)致沿程阻力過大，則有可能出現(xiàn)這一現(xiàn)象。

2）聲速極限

當(dāng)熱管的蒸發(fā)段出口處的馬赫數(shù)等于1時則會出現(xiàn)聲速極限，為避免產(chǎn)生這一現(xiàn)象可增大蒸發(fā)段出口處管徑或增多管道個數(shù)。

3）沸騰傳熱極限

在熱流密度較高和充液量偏大的情況下，分離式熱管蒸發(fā)段內(nèi)沸騰區(qū)域的氣泡連成一片，在蒸發(fā)段內(nèi)出現(xiàn)膜態(tài)沸騰，使換熱系數(shù)下降，產(chǎn)生沸騰傳熱極限。

4）凝結(jié)傳熱極限

當(dāng)分離式熱管蒸發(fā)段的熱流密度較高，管內(nèi)蒸汽流量較大時，蒸汽在冷凝段不能全部被冷凝，即冷凝段無法滿足冷卻換熱需求，則會產(chǎn)生凝結(jié)傳熱極限。

2 熱管在核能領(lǐng)域的應(yīng)用研究

本文對幾種應(yīng)用于壓水堆核電站的分離式熱管冷卻系統(tǒng)的設(shè)計方案進行了介紹，包括乏燃料水池冷卻系統(tǒng)、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)、關(guān)鍵設(shè)備冷卻系統(tǒng)等。

2.1 基于熱管技術(shù)的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)研究

核電目前是世界上公認的安全、經(jīng)濟、綠色、低碳的高效能源，也是解決低碳經(jīng)濟、減排問題與降低環(huán)境壓力最好的選擇[6]。乏燃料池用來貯存由反應(yīng)堆中卸載出來的乏燃料，此時乏燃料仍有較大衰變熱[7]。因此，乏燃料的冷卻以及屏蔽都是亟待解決的問題。國內(nèi)學(xué)者袁乃駒[8]提出，在乏燃料水池事故工況或正常運行工況下，非能動熱管冷卻技術(shù)的引進是一種理想的熱量導(dǎo)出方案。鄭文龍[7]通過數(shù)值模擬的方法分析了具有熱管非能動冷卻的乏燃料池內(nèi)的溫度場和流場分布，研究表明當(dāng)能動型冷卻系統(tǒng)停止工作后，僅靠該非能動冷卻系統(tǒng)可成功帶走池內(nèi)衰變熱并保證池內(nèi)不沸騰。

由于分離式熱管冷卻系統(tǒng)的布置相對靈活，熱管段根據(jù)冷卻需求可以放置于乏燃料組件周圍，也可放置在水池壁面上。圖2為一種針對乏燃料水池設(shè)計的放置于乏燃料組件周圍的分離式熱管冷卻系統(tǒng)。冷端為專用或公用冷源，由于分離式熱管系統(tǒng)的冷卻劑依靠重力回流實現(xiàn)循環(huán)。

在熱管冷卻系統(tǒng)中，由于乏燃料水池的衰變功率較大，因此冷端的換熱量需滿足衰變功率的需求。國內(nèi)學(xué)者袁乃駒等人[8]以10kW的換熱功率為定量值做了初步計算，計算了三種冷卻方式所對應(yīng)的換熱面積，如表1所示。

由上表所知，空冷通過自然對流的方式將熱量帶出，因此所需的換熱面積大，除非特殊的需要，否則一般不采用這種方式。水冷通過強迫循環(huán)的冷卻方式對熱管冷端進行冷卻，雖然僅需0.19m2的換熱面積，但是應(yīng)對事故能力較差。泡沫塔和空冷結(jié)合是目前工程上應(yīng)用較多的方式，雖然所需的換熱面積稍大，為1.1m2，但能動和非能動相結(jié)合大大提高了冷卻效率的同時也具有較強的事故應(yīng)對能力。

2008年AREVA（阿?，m）在瑞士德尼肯核電廠實現(xiàn)了世界上第一個非能動乏燃料水池冷卻系統(tǒng)，通過分離式熱管換熱器將乏燃料水池的熱量導(dǎo)出。阿?，m的分離式熱管冷卻系統(tǒng)將蒸發(fā)段放置于乏燃料水池壁面上，冷端為空冷塔，采用自然對流和風(fēng)扇驅(qū)動相結(jié)合的方式進行冷卻，事故工況下僅為自然對流冷卻。2013年阿?，m在對多種工質(zhì)混合技術(shù)進行研究的基礎(chǔ)上，將換熱功率提升到了約22kW/m2，在非能動熱量導(dǎo)出技術(shù)上實現(xiàn)了本質(zhì)上的突破。

2.2 基于熱管技術(shù)的安全殼冷卻系統(tǒng)研究

安全殼作為最后一道屏障，在事故發(fā)生時用于防止放射性物質(zhì)外泄。當(dāng)殼內(nèi)溫度和壓力急劇升高時，為了避免安全殼破損，事故后的安全殼降壓及導(dǎo)熱系統(tǒng)對于安全殼的完整性來說顯得尤為重要。

Razzaque[5]等人提出了運用熱管的停堆釋熱保護方案。Lanchao Li等[9]出于對壓水反應(yīng)堆的固有安全性的考慮，提出采用分離式熱管散熱方案。由于分離式熱管結(jié)構(gòu)簡單，便于維護，同時還避免了在安全殼上大量開孔從而削弱其強度，因此相對于整體式熱管而言分離式熱管更適用于安全殼冷卻系統(tǒng)。

分離式熱管的冷卻系統(tǒng)將熱管的蒸發(fā)段放置于安全殼內(nèi)，冷凝段放置于殼外的公用或?qū)Ｓ美湓?，非能動地?dǎo)出安全殼內(nèi)熱量，如圖3所示。與傳統(tǒng)非能動安全殼冷卻系統(tǒng)相比，基于熱管技術(shù)的安全殼冷卻系統(tǒng)具有換熱效率高、占用空間小、適應(yīng)性強的特點。

此外，熱管冷卻系統(tǒng)的壽命是一個備受關(guān)注的問題。影響熱管壽命的因素主要有工作介質(zhì)與熱管壁面發(fā)生化學(xué)反應(yīng)而產(chǎn)生的不可凝氣體、工作介質(zhì)的熱物性惡化、熱管壁面材料的腐蝕溶解，因此選擇合理的工作介質(zhì)和壁面材料對于熱管壽命來說是至關(guān)重要的。由于核能領(lǐng)域通常采用常溫?zé)峁埽?-250℃）且傾向于無機介質(zhì)，表2為常溫?zé)峁芩捎玫囊恍┏Ｒ姽ぷ鹘橘|(zhì)，由于水的化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定、價格低廉、安全系數(shù)高，因此適用于核能領(lǐng)域的熱管設(shè)計多采用水作為冷卻工質(zhì)。

2.3 基于熱管技術(shù)的關(guān)鍵設(shè)備冷卻系統(tǒng)研究

分離式熱管冷卻技術(shù)除了應(yīng)用在乏燃料水池和安全殼的冷卻系統(tǒng)中，還可以運用在燃料運輸容器[8]、主設(shè)備、關(guān)鍵設(shè)備的冷卻系統(tǒng)中。在設(shè)計燃料運輸容器時，要求在正常運輸時容器具有良好的散熱能力、而遇到火災(zāi)時容器具有良好的絕熱能力，將分離式熱管的蒸發(fā)段放置于燃料運輸容器中，冷凝段置于容器外，水平位置高于蒸發(fā)段，正常運輸時可源源不斷的將燃料元件的衰變熱導(dǎo)出。若遇到火災(zāi)，由于分離式熱管的單向?qū)嵝?，又可以避免容器外部的熱量傳到容器?nèi)，導(dǎo)致元件損壞釋放有害物質(zhì)。因此將分離式熱管應(yīng)用到燃料運輸以及其他關(guān)鍵設(shè)備的散熱系統(tǒng)中可以非能動地維持關(guān)鍵設(shè)備低溫，從而保證其可用性。

此外，在核電廠嚴重事故條件下，由于環(huán)境溫度驟然升高，大量儀器、儀表及控制組件將因為高溫而失效，利用非能動熱管冷卻技術(shù)實現(xiàn)事故條件下對關(guān)鍵設(shè)備及儀表的冷卻，延長其可用時間，核電廠事故后安全性將得到顯著提升。

3 結(jié)論與展望

3.1 結(jié)論

本文首先介紹了熱管的發(fā)展歷程和研究現(xiàn)狀，并以分離式熱管為例，闡述了熱管冷卻系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)與特性，圍繞著壓水堆核電站的大型冷卻換熱系統(tǒng)對熱管冷卻技術(shù)的應(yīng)用進行分析，得出了以下結(jié)論：（1）熱管的概念可以概括為一種利用冷卻工質(zhì)相變而具有高效傳熱特性的非能動封閉式傳熱元件；（2）分離式重力型熱管具有布置方式靈活、換熱效率高等特性，因此在壓水堆核電站的“乏燃料水池冷卻系統(tǒng)”、“非能安全殼冷卻系統(tǒng)”、“關(guān)鍵設(shè)備冷卻系統(tǒng)”中具有更高的應(yīng)用前景；（3）熱管冷端的設(shè)置有多種形式，研究表明泡沫塔空氣冷卻系統(tǒng)采用能動和非能動相結(jié)合的方式，所需冷卻換熱面積較小，可滿足壓水堆核電站中大型冷卻系統(tǒng)的換熱需求；（4）工作介質(zhì)和壁面材料是影響熱管壽命的主要因素，工程中應(yīng)用中需要合理選擇。

3.2 展望

目前，熱管冷卻技術(shù)已廣泛地應(yīng)用于各個工業(yè)領(lǐng)域，但是在核能領(lǐng)域的應(yīng)用尚處于初級階段，未來熱管冷卻技術(shù)將在核能領(lǐng)域的應(yīng)用中展現(xiàn)出巨大的前景：（1）熱管的高效換熱特性、非能動換熱特性及封閉式結(jié)構(gòu)使其在壓水堆核電站的大型冷卻換熱系統(tǒng)，如乏燃料水池冷卻系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)，展現(xiàn)出巨大的優(yōu)勢；（2）熱管布置靈活、非能動運行、工作溫度范圍廣，在核能領(lǐng)域?qū)τ陉P(guān)鍵設(shè)備的冷卻、主控室溫度展平控制中展現(xiàn)出巨大的優(yōu)勢，適用性強；（3）毛細型熱管依靠毛細力實現(xiàn)工質(zhì)回流，由于不受重力的限制，未來在空間核電站、空間核電源等方面的應(yīng)用具有十分巨大的潛力。

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