池式快堆中間熱交換器氣體夾帶現象研究現狀

薛軼 杜開文

【摘 要】快中子反應堆是第四代先進核能系統的推薦堆型。在池式快堆中，大量設備穿透反應堆堆池的自由液面，使得自由液面可能產生波動、環流以及漩渦等現象，進而可能導致反應堆中間熱交換器入口窗進入氣體，威脅反應堆安全。國內外參與快堆設計建造的相關國家針對該氣體夾帶現象進行了深入的理論和實驗研究。本文介紹了各個國家的研究現狀，對我國相關研究工作的開展具有借鑒意義。

中圖分類號： TL433 文獻標識碼： A 文章編號：2095-2457（2018）05-0058-002

【Abstract】The fast reactor is the recommended reactor type for the fourth generation advanced nuclear energy system. In the pool type fast reactor，a large number of devices penetrate the free surface of the reactor stack， which may cause fluctuations in the free liquid surface，circulation，and vortices，which may cause the inlet window of the reactor intermediate heat exchanger to enter the gas and threaten the safety of the reactor.Domestic and foreign countries involved in the design and construction of fast reactors have carried out in-depth theoretical and experimental studies on this gas entrainment phenomenon.This article describes the research status of various countries and has implications for the development of related research work in China.

快中子反應堆（簡稱快堆）是第四代先進核能系統的推薦堆型，其形成的核燃料閉式循環可以大大提高鈾資源的利用率[1]。根據反應堆一回路系統的類型，快堆可以分為池式快堆和回路式快堆[2]。在池式快堆的一回路系統中，所有的部件或設備如堆芯、主泵和中間熱交換器等放置在反應堆堆池內。在堆池的自由液面以上充有氬氣。布置在堆池內的設備與容器外的系統和部件相連。這些設備在與容器外部相連接的過程中，必然穿過堆池的自由液面及氬氣空間。如果設備布置不當，特別是緊湊型布置，會導致自由液面產生強烈波動、撞擊變得凹凸不平或者出現強大的表面環流、漩渦以及深坑（氣芯）等異常流動現象，進而導致在中間熱交換器入口窗等冷卻劑向下流動的通道處存在覆蓋氬氣被夾帶進入下腔室（冷池）的風險。

如果被夾帶氣體通過主循環泵吸入堆芯將嚴重威脅反應堆安全。其帶來的正反應性可能引起反應堆功率震蕩，更嚴重的可能導致堆芯傳熱惡化、燒毀。而且大量的覆蓋氣體進入中間熱交換器會大幅降低其傳熱效率，破壞整個傳熱系統的動態平衡導致嚴重后果。同時，大量氣體流經主循環泵會導致氣蝕等惡劣流動現象出現，影響主循環泵的工作性能，進而影響堆芯冷卻，降低循環泵的運行壽命。中間熱交換器氣體夾帶現象是池式快堆設計中必須關注和解決的問題，國內外參與快堆設計建造的相關國家都對氣體夾帶現象開展了大量的理論分析，并建設有眾多的大型實驗臺架來進行實驗研究。

1 英國、法國、德國合作開展的相關研究工作[3]

英國、法國、德國合作開展的歐洲快堆（EFR）項目的反應堆結構非常緊湊，上腔室自由液面處發生氣體夾帶的風險較大，專門建立了各種實驗臺架對此進行驗證工作。設計了OREILLETTE實驗臺架和COLCHIX實驗臺架以研究包括氣體夾帶在內的各種熱工水力問題，其中OREILLETTE實驗臺架的縮比是1：10，而COLCHIX實驗臺架的縮比是1：8。結果表明，渦流主要出現在IHX和反應堆容器之間，在熱交換器入口窗處有氣體夾帶風險。由于設備引起的尾流和由于腔室再循環產生的局部向下流是渦流出現的主要原因。

另一個大型上腔室水力實驗臺架是HIPPO，它是一個縮比為1：2的90°扇形區。研究發現僅使用弗勞德數相似準則在小型臺架上會對渦流深度和氣體夾帶的出現估計過低，不能真實反映反應堆運行情況。而如果小比例實驗臺架上采用真實流速進行實驗又會得到過于保守的實驗結果。

2 法國有關氣體夾帶的研究工作[3-5]

鈉冷快堆在法國已經開發了將近50年，相繼建成了Rapsodie、Phenix和Superphenix電廠。對于Phenix和Superphenix電廠而言，一回路中造成氣體夾帶現象的主要氣體來源是反應堆容器冷卻系統的溢流，由于Phenix和Superphenix電廠的反應堆不是歐洲快堆（EFR）那樣的緊湊型反應堆，自由液面處的氣體并不是氣體夾帶的氣體來源。在這類池式反應堆中，在堆芯入口處設置了小的旁通流量以冷卻下腔室和主容器，這部分冷鈉沿著堆容器向上流動并溢流返回到冷池中。由于冷池自由液面比壩堰結構水平面要低，鈉流會以較大的動量穿過自由液面而引起氣體夾帶。

對于在堆容器冷卻回路中的溢流引起的氣體夾帶，20世紀80年代CEA利用兩個實驗裝置進行實驗研究。一個是1：1的水實驗臺架，模擬Superphenix反應堆的條件；另外還建立了一個鈉實驗臺架，與水實驗臺架幾何和流動條件相同，結果表明水實驗臺架的氣體夾帶率要比鈉實驗臺架的數值偏保守。

3 印度有關氣體夾帶的研究工作[6-7]

印度的原型快增殖堆（PFBR）在一回路中也存在發生氣體夾帶的風險。PFBR是一個池式快堆，其氣體夾帶問題與歐洲快堆（EFR）的問題類似。

印度研究人員采用結合實驗方法和計算的方法研究了鈉冷快堆熱池中氬氣夾帶的現象。實驗結果表明，安裝在內部容器的水平擋板可以有效減弱自由液面的速度及渦流強度。該裝置應用到PFBR之前，在水模型上進行了測試，其性能令人滿意。進一步研究表明，通過減弱堆芯出口外圍高速橫向流對自由液面速度的影響也可以降低自由液面的速度，從而減少氣體夾帶的發生，這需要熱池表面與IHX入口窗相對位置大于一定的高度。為了找到PFBR中熱池液面高于IHX入口窗的最小高度，研究人員在1：9、1：18、1：27的比例模型上進行了實驗，并利用三維流體力學軟件PHOENICS研究了擋板對于降低自由液面速度的效果，結果表明PFBR中沒有氣體夾帶的風險。

4 日本有關快堆氣體夾帶的研究工作[8-9]

日本針對大型快堆的氣體夾帶現象做過很多理論及實驗研究，在針對早期的大型快堆的研究中提出了三種池式快堆可能發生氣體夾帶現象形式：沿設備外壁面向下流動的環流引起的氣體夾帶；漩渦引導的氣體夾帶；自由液面波動出現深坑（氣芯）引起的氣體夾帶。并且針對提出的三種氣體夾帶形式分別作了理論研究，分別得到了每種形式容易出現的工況及主要決定因素。

針對日本示范快堆（DFBR）IHX容器中自由液面的流動，對比例和流體性質對于氣體夾帶開始的影響進行了實驗研究，使用1：10、1：6、1：3、1：1.6的IHX幾何尺寸縮比模型進行了水力實驗。實驗結果表明，幾何尺寸縮比水力實驗中等速度條件對于預測IHX容器中的氣體夾帶是最合適的準則，而且由于水和鈉表面張力系數不同可以留出額外裕量。當幾何尺寸縮比大于1：3時，就可以反映出實際運行情況，并將具體參數推廣到反應堆真實運行工況中。

另外在日本緊湊型鈉冷快堆（JSFR）的設計階段，為了針對可能出現的氣體夾帶現象，使用了一個比例為1：10的上腔室全扇形模型和一個比例為1：1.8的90度扇形模型進行了兩個水力實驗。在比例為1：10的全扇形模型中進行了上腔室中流動優化。在比例為1：1.8的部分模型上進行的水力實驗主要研究在一定條件下氣體夾帶的出現和氣體夾帶的機制，結果表明存在兩種類型的氣體夾帶現象，它們出現的條件與反應堆中條件遠為不同：一種氣體夾帶出現在冷管周圍流動的尾流區域，是由于在反應堆容器中較大的水平速度引起的；另一類氣體夾帶出現在熱管和反應堆容器壁面之間的區域，當冷卻劑水平面較低并且向下速度較大時出現。通過詳細測量瞬態流動速度場搞清楚了這兩塊區域處氣體夾帶的機理。在比例為1：1.8的模型中觀察到極端速度條件下會出現氣體夾帶，而這些條件遠高于JSFR反應堆設計中的運行條件。另外，提出了在自由液面下安裝大型水平板的方式來防止自由液面流速過高，并且限制熱管段中的氣體夾帶。

中國實驗快堆（CEFR）是我國第一座快中子反應堆，于2011年7月21日10點成功實現并網發電[1]，其對于有效利用我國鈾資源，對我國核電持續穩定發展具有重大戰略意義。中國實驗快堆一回路系統為一體化池式結構，目前我國同樣在開展池式快堆中間熱交換器氣體夾帶現象方面的研究工作，這將對確保反應堆安全具有重要意義。

【參考文獻】

[1]徐銤.我國快堆和第4代先進核能系統，中國原子能科學院年報2006.

[2]蘇著亭，等.鈉冷增值堆，原子能出版社1991.12（1）.

[3]Tenchine， Some thermal hydraulic challenges in sodium cooled fast reactors， Nuclear Engineering Design， 2010， 240（5）.

[4]Tenchine D， Gas entrainment issues in sodium cooled fast reactors. Nuclear Engineering Design， 2014， 270（5）.

[5]Tenchine D， Moro J P. Experimental and numerical study of coaxial jets. Atomic Energy Society of Japan Tokyo， 1997.

[6]Banerjee I， Development of gas entrainment mitigation devices for PFBR hot pool. Nuclear Engineering Design， 2013， 258（2）.

[7]Velusamy K， Overview of pool hydraulic design of Indian prototype fast breeder reactor. Sadhana， 2010，35（2）.

[8]Eguchi Y， Tanaka N. Experimental study on scale effect on gas entrainment at free surface. Nuclear Engineering Design， 1994，146（94）.

[9]Eguchia Y， Gas entrainment in the IHX vessel of top-entry loop-type LMFBR. Nuclear Engineering Design， 1994， 146（1）.