乏燃料池內(nèi)非能動(dòng)冷卻設(shè)計(jì)

余欣，匡以武，王文

（上海交通大學(xué)制冷與低溫研究所，上海 200240）

0 引言

熱管冷卻技術(shù)已經(jīng)廣泛應(yīng)用于核電領(lǐng)域，最初是在空間反應(yīng)堆上的應(yīng)用[1]，再到反應(yīng)堆的散熱[2]和事故預(yù)防等方面，比如熱管冷卻空間反應(yīng)堆電源系統(tǒng)SAIRS[3]，航天器熱控系統(tǒng)[4]等，這都表明熱管的可靠性和安全性。在福島核電站事故后[5]，人們認(rèn)識(shí)到，對(duì)乏燃料池進(jìn)行長(zhǎng)期非能動(dòng)冷卻這一問題亟待解決[6]，以確保在最極端的情況下，即能動(dòng)技術(shù)都無法正常工作的情況下，仍能保證乏燃料水池的水溫在可控范圍內(nèi)，確保整體設(shè)施的安全。熱管技術(shù)以重力為驅(qū)動(dòng)力[7]，屬于非能動(dòng)系統(tǒng)，但有著很高的散熱效率[8]，在這一方面體現(xiàn)出了它的優(yōu)勢(shì)。

乏燃料水池在事故后長(zhǎng)期冷卻時(shí)的熱源溫度一般在50 ℃～90 ℃，而空氣溫度一般在-40 ℃～50 ℃，需要冷卻的熱量很大[9]，這是一個(gè)小溫差大傳熱量問題，因此熱管換熱器非常合適。本文研究的內(nèi)容在AP1000核電站[10]的基礎(chǔ)上進(jìn)行，考慮到對(duì)原有核電站廠房及內(nèi)部所有裝置設(shè)備布置的影響盡可能得小，采用分離式熱管會(huì)更加合適[11]。

分離式熱管是熱管的一種新型形式，結(jié)構(gòu)如圖1所示，其蒸發(fā)段和冷凝段相互分開，通過蒸汽上升管和冷凝液下降管連接成一個(gè)循環(huán)回路[12]。其循環(huán)動(dòng)力為下降管系統(tǒng)與上升管系統(tǒng)中工作介質(zhì)的密度差，即不需要外加動(dòng)力，但存在著一個(gè)最小高度差，蒸發(fā)段和冷凝段之間的高度差大于此值時(shí)才能正常工作。工作時(shí)，在熱管內(nèi)工質(zhì)在蒸發(fā)段受熱后蒸發(fā)，產(chǎn)生的蒸汽通過蒸汽上升管到達(dá)冷凝段釋放出潛熱而凝結(jié)成液體，在重力作用下，經(jīng)液體下降管回到蒸發(fā)段，如此循環(huán)往復(fù)運(yùn)行，從而不斷帶走熱源散發(fā)的熱量。朱玉琴等[13]對(duì)蒸發(fā)段的工質(zhì)流動(dòng)進(jìn)行了可視化觀察，并整理了核態(tài)沸騰和飛濺區(qū)的平均換熱系數(shù)關(guān)聯(lián)式[14]。分離式熱管中采用的工質(zhì)為R134a[15]，是環(huán)保型制冷劑[16]，性能較為穩(wěn)定可靠，胡院林等[17]對(duì)此進(jìn)行實(shí)驗(yàn)，并與氨工質(zhì)進(jìn)行了對(duì)比，R134a的充液率區(qū)間更寬，性能表現(xiàn)也很不錯(cuò)。鄭文龍等[18]對(duì)乏燃料池的自然對(duì)流換熱特性進(jìn)行了數(shù)值模擬分析，之后王明路等[19]進(jìn)行了更大尺寸的實(shí)驗(yàn)研究，整體裝置更接近乏燃料池，以此探究熱管的整體性能。

圖1 分離式熱管

1 計(jì)算模型

熱管的性能和換熱能力通過仿真進(jìn)行模擬，其中涉及到一些模型和假設(shè)。給定的假設(shè)有：熱管內(nèi)的工質(zhì)主要為飽和態(tài)，其物性僅為工作溫度的函數(shù)；除蒸發(fā)段和冷凝段外，其余各部分管路保溫性能良好，忽略漏熱的影響；工質(zhì)在熱管內(nèi)做一維均相流動(dòng)。

蒸發(fā)器內(nèi)工質(zhì)吸熱發(fā)生沸騰，向上流動(dòng)，入口可能存在過冷度，出口可能存在過熱度，因而可以將蒸發(fā)器分成過冷段、兩相段和過熱段。

連續(xù)性方程：

管內(nèi)傳熱模型：

管內(nèi)過冷區(qū)是單相液體流動(dòng)，對(duì)流換熱系數(shù)可以根據(jù)Gnielinski關(guān)聯(lián)式[20]來獲得。Gnielinski關(guān)聯(lián)式是計(jì)算管內(nèi)單相強(qiáng)制對(duì)流換熱系數(shù)精度最高的一個(gè)關(guān)聯(lián)式，

其中fp為阻力系數(shù)：

過熱區(qū)為單相氣體流動(dòng)，實(shí)驗(yàn)關(guān)聯(lián)式為：

對(duì)于兩相沸騰換熱，換熱系數(shù)計(jì)算關(guān)聯(lián)式為：

冷凝器內(nèi)的工質(zhì)也可以分為3個(gè)區(qū)域，過熱段、兩相區(qū)和過冷段。過熱段和過冷段的計(jì)算和蒸發(fā)器中的類似，對(duì)于兩相段的管內(nèi)冷凝，換熱系數(shù)可依據(jù)Shah關(guān)聯(lián)式[21]來進(jìn)行計(jì)算，

冷凝器管外空氣的自然對(duì)流系數(shù)為：

對(duì)于整個(gè)系統(tǒng)，當(dāng)其穩(wěn)定工作時(shí)，還有一些隱含條件：蒸發(fā)器吸熱量和冷凝器放熱量應(yīng)當(dāng)相等；熱管內(nèi)工質(zhì)的總質(zhì)量恒定，等于最初的充液量。

熱管性能的數(shù)據(jù)仿真結(jié)果與文獻(xiàn)的實(shí)驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行了比較，仿真結(jié)果與實(shí)驗(yàn)結(jié)果基本吻合，抓住了熱管換熱能力的變化趨勢(shì)，最大相對(duì)誤差保持在20%以內(nèi)，總體上仿真誤差隨著熱管換熱量的增大而減小，相對(duì)平均誤差為10.1%，在可接受的范圍內(nèi)。數(shù)據(jù)仿真也為后續(xù)不同熱負(fù)荷下熱管的整體布置方案提供了數(shù)據(jù)依據(jù)。

2 計(jì)算校核與布置

整體熱管布置以AP1000核電站為基礎(chǔ)，本文所考慮的散熱量如下：乏燃料整體循環(huán)換料10次，其中放置了407 h的堆芯占整體的1/3，最終整體的散熱量為5 MW。根據(jù)乏燃料組件已有的布置情況，如圖2所示，在不移動(dòng)組件的前提下，熱管布置的方式為繞四周墻壁進(jìn)行掛壁布置，同時(shí)還需要避開圖中的閘門和水管。為了減少上升管和下降管的數(shù)量，簡(jiǎn)化布置，采用的熱管為聯(lián)箱型分離式熱管，通過上下聯(lián)箱將 13根熱管形成一個(gè)整體，結(jié)合實(shí)際尺寸設(shè)計(jì)布置，水池內(nèi)能布置 16?個(gè)組合件，總計(jì)208根熱管。

圖2 乏燃料水池俯視圖

蒸發(fā)段熱管的縱向長(zhǎng)度為 7.6 m，廠房外可安裝的冷凝管長(zhǎng)度為20 m，并根據(jù)上述的熱負(fù)荷和蒸發(fā)管數(shù)量進(jìn)行設(shè)計(jì)計(jì)算與校核，確定冷凝段熱管的數(shù)量和相應(yīng)的工作工況。乏燃料池水溫為 80 ℃、空氣溫度為 25 ℃時(shí)，計(jì)算和校核的熱負(fù)荷為4.95 MW，與目標(biāo)熱負(fù)荷幾乎一致，冷凝管的數(shù)量為640根，為了與蒸發(fā)管組件相對(duì)應(yīng)，冷凝管為40根一組的組合件。最終池內(nèi)熱管的布置如圖3所示，蒸發(fā)熱管為 13根一組的組合形式，在水池中貼壁單排布置，熱管橫向長(zhǎng)度為 1.8 m，縱向高度為7.6 m。具體的布置為上邊布置6組；右邊布置3組；下邊布置5組；左邊布置2組，總共16組。

冷凝段熱管布置在廠房房頂，考慮到自然對(duì)流通風(fēng)量的要求，最下一層距離房頂?shù)木嚯x為5米，每層之間的距離為 300 mm，最終的布置為每層 4組冷凝片，總共放置4層，為4×4的結(jié)構(gòu)。

圖3 蒸發(fā)段布置俯視圖

3 性能分析

針對(duì)現(xiàn)有的分離式熱管系統(tǒng)，研究了水池溫度、環(huán)境溫度變化對(duì)其性能的影響。得到的數(shù)據(jù)如圖4所示。

圖4 不同工況下熱管系統(tǒng)的換熱能力

分離式熱管本身是一個(gè)動(dòng)態(tài)系統(tǒng)，在環(huán)境溫度一定的情況下，隨著水池溫度的升高，其熱負(fù)荷也增大，這個(gè)性能表明了分離式熱管的自穩(wěn)定性，也非常符合其實(shí)際的工作情況。例如，對(duì)于處于穩(wěn)定溫度的乏燃料池，此時(shí)環(huán)境溫度為15 ℃，水池溫度在70 ℃附近。現(xiàn)對(duì)乏燃料池中的部分燃料進(jìn)行了更換，使得熱負(fù)荷增加，這將使得水池的溫度增加，同時(shí)熱管的性能也會(huì)提升，最終達(dá)到一個(gè)新的穩(wěn)定狀態(tài)。當(dāng)水池溫度在50 ℃至60 ℃、環(huán)境溫度為45 ℃時(shí)，熱管的換熱能力已經(jīng)降得非常低，接近為0，原因在于熱源和冷源的溫差非常小時(shí)，分離式熱管幾乎不啟動(dòng)，導(dǎo)致實(shí)際中能傳遞的熱量非常小。

其次，當(dāng)環(huán)境溫度降低時(shí)，分離式熱管的性能明顯上升，能帶走更多的熱量，針對(duì)同一系統(tǒng)，當(dāng)運(yùn)行在環(huán)境溫度較低的地區(qū)時(shí)，它的整體性能將會(huì)更優(yōu)越。

針對(duì)5 MW的熱負(fù)荷，從性能曲線可以看出，當(dāng)外界空氣溫度較低的時(shí)候，水池溫度也較低，隨著空氣溫度的增加，很明顯水池的溫度也會(huì)持續(xù)上升。由曲線趨勢(shì)可以推斷出，假設(shè)當(dāng)外界空氣溫度接近 45 ℃時(shí)，此時(shí)環(huán)境已經(jīng)非常惡劣，水池的溫度將會(huì)接近沸點(diǎn)，即使沒有沸騰，水池的蒸發(fā)效果也會(huì)變得非常明顯，這會(huì)使得水池內(nèi)的水減少得更快，帶來的結(jié)果是水池溫度繼續(xù)升高，情況繼續(xù)惡化。最終出現(xiàn)水位低于乏燃料棒，使乏燃料直接暴露在空氣中，將會(huì)導(dǎo)致非常嚴(yán)重的事故。所以當(dāng)環(huán)境溫度升高到某一設(shè)定值時(shí)，可以采用一些主動(dòng)輔助的措施來提高其換熱能力，迅速帶走熱量使水池溫度降到安全值，比如啟動(dòng)乏燃料池內(nèi)的主動(dòng)冷卻系統(tǒng)，分擔(dān)一部分熱負(fù)荷，這樣能使水池溫度降低下來。

4 結(jié)論

本文通過建立的熱管數(shù)值仿真模型，以給定的熱負(fù)荷下能長(zhǎng)期進(jìn)行非能動(dòng)冷卻為目標(biāo)，對(duì)AP1000核電站乏燃料池進(jìn)行了熱管布置方案的設(shè)計(jì)和校核。乏燃料池的熱負(fù)荷為5 MW，目標(biāo)水池溫度為80 ℃，環(huán)境溫度為 25 ℃，算得需要 7.6 m的熱管總計(jì)208根，相應(yīng)冷凝管的數(shù)量為640根。之后對(duì)熱管的性能進(jìn)行了分析，環(huán)境溫度的降低以及水池溫度的升高，都能提升熱管的換熱能力，在熱負(fù)荷增大的情況下，能保持一個(gè)新的穩(wěn)定工況。當(dāng)環(huán)境溫度極其惡劣時(shí)，水池溫度會(huì)升高，使得水分蒸發(fā)較快，出現(xiàn)整體惡化的情況，此時(shí)可采取一些主動(dòng)輔助方式，以降低水池溫度。