乏燃料池內非能動冷卻設計

余欣，匡以武，王文

（上海交通大學制冷與低溫研究所，上海 200240）

0 引言

熱管冷卻技術已經廣泛應用于核電領域，最初是在空間反應堆上的應用[1]，再到反應堆的散熱[2]和事故預防等方面，比如熱管冷卻空間反應堆電源系統SAIRS[3]，航天器熱控系統[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]，人們認識到，對乏燃料池進行長期非能動冷卻這一問題亟待解決[6]，以確保在最極端的情況下，即能動技術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，確保整體設施的安全。熱管技術以重力為驅動力[7]，屬于非能動系統，但有著很高的散熱效率[8]，在這一方面體現出了它的優勢。

乏燃料水池在事故后長期冷卻時的熱源溫度一般在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。本文研究的內容在AP1000核電站[10]的基礎上進行，考慮到對原有核電站廠房及內部所有裝置設備布置的影響盡可能得小，采用分離式熱管會更加合適[11]。

分離式熱管是熱管的一種新型形式，結構如圖1所示，其蒸發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循環回路[12]。其循環動力為下降管系統與上升管系統中工作介質的密度差，即不需要外加動力，但存在著一個最小高度差，蒸發段和冷凝段之間的高度差大于此值時才能正常工作。工作時，在熱管內工質在蒸發段受熱后蒸發，產生的蒸汽通過蒸汽上升管到達冷凝段釋放出潛熱而凝結成液體，在重力作用下，經液體下降管回到蒸發段，如此循環往復運行，從而不斷帶走熱源散發的熱量。朱玉琴等[13]對蒸發段的工質流動進行了可視化觀察，并整理了核態沸騰和飛濺區的平均換熱系數關聯式[14]。分離式熱管中采用的工質為R134a[15]，是環保型制冷劑[16]，性能較為穩定可靠，胡院林等[17]對此進行實驗，并與氨工質進行了對比，R134a的充液率區間更寬，性能表現也很不錯。鄭文龍等[18]對乏燃料池的自然對流換熱特性進行了數值模擬分析，之后王明路等[19]進行了更大尺寸的實驗研究，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 計算模型

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

蒸發器內工質吸熱發生沸騰，向上流動，入口可能存在過冷度，出口可能存在過熱度，因而可以將蒸發器分成過冷段、兩相段和過熱段。

連續性方程：

管內傳熱模型：

管內過冷區是單相液體流動，對流換熱系數可以根據Gnielinski關聯式[20]來獲得。Gnielinski關聯式是計算管內單相強制對流換熱系數精度最高的一個關聯式，

其中fp為阻力系數：

過熱區為單相氣體流動，實驗關聯式為：

對于兩相沸騰換熱，換熱系數計算關聯式為：

冷凝器內的工質也可以分為3個區域，過熱段、兩相區和過冷段。過熱段和過冷段的計算和蒸發器中的類似，對于兩相段的管內冷凝，換熱系數可依據Shah關聯式[21]來進行計算，

冷凝器管外空氣的自然對流系數為：

對于整個系統，當其穩定工作時，還有一些隱含條件：蒸發器吸熱量和冷凝器放熱量應當相等；熱管內工質的總質量恒定，等于最初的充液量。

熱管性能的數據仿真結果與文獻的實驗結果進行了比較，仿真結果與實驗結果基本吻合，抓住了熱管換熱能力的變化趨勢，最大相對誤差保持在20%以內，總體上仿真誤差隨著熱管換熱量的增大而減小，相對平均誤差為10.1%，在可接受的范圍內。數據仿真也為后續不同熱負荷下熱管的整體布置方案提供了數據依據。

2 計算校核與布置

整體熱管布置以AP1000核電站為基礎，本文所考慮的散熱量如下：乏燃料整體循環換料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。根據乏燃料組件已有的布置情況，如圖2所示，在不移動組件的前提下，熱管布置的方式為繞四周墻壁進行掛壁布置，同時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量，簡化布置，采用的熱管為聯箱型分離式熱管，通過上下聯箱將 13根熱管形成一個整體，結合實際尺寸設計布置，水池內能布置 16?個組合件，總計208根熱管。

圖2 乏燃料水池俯視圖

蒸發段熱管的縱向長度為 7.6 m，廠房外可安裝的冷凝管長度為20 m，并根據上述的熱負荷和蒸發管數量進行設計計算與校核，確定冷凝段熱管的數量和相應的工作工況。乏燃料池水溫為 80 ℃、空氣溫度為 25 ℃時，計算和校核的熱負荷為4.95 MW，與目標熱負荷幾乎一致，冷凝管的數量為640根，為了與蒸發管組件相對應，冷凝管為40根一組的組合件。最終池內熱管的布置如圖3所示，蒸發熱管為 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，考慮到自然對流通風量的要求，最下一層距離房頂的距離為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的結構。

圖3 蒸發段布置俯視圖

3 性能分析

針對現有的分離式熱管系統，研究了水池溫度、環境溫度變化對其性能的影響。得到的數據如圖4所示。

圖4 不同工況下熱管系統的換熱能力

分離式熱管本身是一個動態系統，在環境溫度一定的情況下，隨著水池溫度的升高，其熱負荷也增大，這個性能表明了分離式熱管的自穩定性，也非常符合其實際的工作情況。例如，對于處于穩定溫度的乏燃料池，此時環境溫度為15 ℃，水池溫度在70 ℃附近。現對乏燃料池中的部分燃料進行了更換，使得熱負荷增加，這將使得水池的溫度增加，同時熱管的性能也會提升，最終達到一個新的穩定狀態。當水池溫度在50 ℃至60 ℃、環境溫度為45 ℃時，熱管的換熱能力已經降得非常低，接近為0，原因在于熱源和冷源的溫差非常小時，分離式熱管幾乎不啟動，導致實際中能傳遞的熱量非常小。

其次，當環境溫度降低時，分離式熱管的性能明顯上升，能帶走更多的熱量，針對同一系統，當運行在環境溫度較低的地區時，它的整體性能將會更優越。

針對5 MW的熱負荷，從性能曲線可以看出，當外界空氣溫度較低的時候，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持續上升。由曲線趨勢可以推斷出，假設當外界空氣溫度接近 45 ℃時，此時環境已經非常惡劣，水池的溫度將會接近沸點，即使沒有沸騰，水池的蒸發效果也會變得非常明顯，這會使得水池內的水減少得更快，帶來的結果是水池溫度繼續升高，情況繼續惡化。最終出現水位低于乏燃料棒，使乏燃料直接暴露在空氣中，將會導致非常嚴重的事故。所以當環境溫度升高到某一設定值時，可以采用一些主動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，比如啟動乏燃料池內的主動冷卻系統，分擔一部分熱負荷，這樣能使水池溫度降低下來。

4 結論

本文通過建立的熱管數值仿真模型，以給定的熱負荷下能長期進行非能動冷卻為目標，對AP1000核電站乏燃料池進行了熱管布置方案的設計和校核。乏燃料池的熱負荷為5 MW，目標水池溫度為80 ℃，環境溫度為 25 ℃，算得需要 7.6 m的熱管總計208根，相應冷凝管的數量為640根。之后對熱管的性能進行了分析，環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，在熱負荷增大的情況下，能保持一個新的穩定工況。當環境溫度極其惡劣時，水池溫度會升高，使得水分蒸發較快，出現整體惡化的情況，此時可采取一些主動輔助方式，以降低水池溫度。