许世杰++刘逊++聂常华++卓文彬

【摘 要】根据海水淡化堆的原型，本文建立了海水淡化堆非能动专设安全设施综合模拟试验装置，并开展了应急余热排出试验研究，分析了蓄压水池的初始水位对应急余热排出模拟试验自然循环的建立和余热的导出的影响。本文建立了海水淡化堆非能动专设安全设施综合模拟试验装置，并开展了应急余热排出试验研究，分析了蓄压水池的初始水位对应急余热排出模拟试验自然循环的建立和余热的导出的影响。

【关键词】海水淡化 自然循环 应急余热排出

1 引言

海水淡化是解决未来人类淡水危机的一个可靠途径。目前世界上在运行的海水淡化装置以燃烧化石燃料为主，为了保护环境，继续建造燃烧化石燃料的大型海水淡化装置是不可行的，未来的海水淡化必须使用核能或者其他可再生能源。核反应堆能够提供海水淡化需要的热能和电能，同时，核能海水淡化已经积累了超过150堆年的运行经验，其中，日本有八座配有海水淡化工程的核反应堆，印度、墨西哥和巴基斯坦等国都建造了核能海水淡化装置。

随着世界范围内核能海水淡化技术的发展和需求的增长，中国也开始发展自己的核能海水淡化反应堆。某核能海水淡化厂的反应堆系统由中国核动力研究设计院设计，该反应堆采用池壳式布置，在低温、常压下运行，具有设备简化、系统简单、运行方便的特点，其专设安全设施包括应急堆芯冷却分系统、应急余热排出分系统以及应急注硼分系统，具有良好的固有安全性。

海水淡化堆非能动专设安全设施综合模拟试验装置（以下简称综合模拟试验装置）能够模拟该核能海水淡化厂的非能动专设安全设施，试验内容主要包括模拟断电事故工况下，反应堆功率的堆芯衰变热下自然循环投入的过渡过程和自然循环能力，验证非能动专设安全设施的余热导出能力。本文在综合模拟试验装置上，对应急余热排出瞬态工况进行了模拟，对比了蓄压水池初始水位分别在23米和18米的2个不同工况计算结果，分析了蓄压水池的初始水位对应急余热排出模拟试验自然循环的建立和余热的导出的影响，为海水淡化堆非能动专设安全设施初步设计提供试验参考。

2 试验装置

综合模拟试验装置采用修正的功率容积比例法进行设计，并采用实时模拟方法，即试验装置功率容积比满足同一个比例因子（本试验装置为1/45），试验装置采用与原型相同的工质、运行工况，试验装置在高度和相对高度上保持与原型一致。

试验装置主回路由两条并联运行的闭合回路组成，用于模拟海水淡化堆的一回路系统。每条回路包括主管道、主泵、反应堆容器模拟体（堆芯模拟容器和环腔模拟容器）、主换热器模拟体、堆外环腔及回路外部空间模拟水箱、阀门、文丘里流量计以及管道。

非能动专设安全设施主要包括蓄压水池（也充当系统的稳压器，用于维持回路运行压力）、安注管、波动管、余热排出上升管及相应的管路、附件等，堆芯外部空腔模拟水箱在破口事故时模拟堆外环境。综合模拟试验装置流程图如图1所示。

3 试验方法

事故信号发出后，通过变频器控制主泵转速，使其按预先设定的转速变化曲线变化（模拟主泵惰转流量），同时控制堆芯模拟容器内电加热元件功率，从15%反应堆功率（600kW）开始，使其按预先设定的功率变化曲线变化（模拟堆芯余热）。开启余热排出上升管及安注管上气动隔离阀，堆芯模拟容器出口一部分流体进入应急余热排出上升管，形成“堆芯出口→应急余热排出上升管→蓄压水池模拟体→波动管→一回路冷段管道→环腔模拟容器→堆芯模拟容器”的与一回路并列的循环系统。

随着主泵惰转和惯性流量动压头的减小直至消失，反应堆下降环腔对安注管口的反向动压头也消失，最终形成“蓄压水池模拟体→安注管→环腔模拟容器→堆芯模拟容器→应急余热排出上升管→蓄压水池模拟体”、“蓄压水池模拟体→波动管→一回路冷段→环腔模拟容器→堆芯模拟容器→应急余热排出上升管→蓄压水池模拟体”和“堆芯模拟容器→一回路系统→堆芯模拟容器”三个并列的自然循环系统，将堆芯的剩余释热导入蓄压水池。

4 结果及分析

本文在综合模拟试验装置上，对应急余热排出瞬态工况进行了模拟，对比了蓄压水池初始水位分别在23米和18米的2个不同工况计算结果，分析了蓄压水池的初始水位对应急余热排出模拟试验自然循环的建立和余热的导出的影响。瞬态试验初始条件见表1，功率衰变曲线见图3。

自然循环的建立是依靠驱动压头克服回路上升段和下降段的压力而产生的。而自然循环的流量可以由水循环基本方程式来决定[1]，即：

△pe=△pdc=△pd-△pup

如圖2，其中：△pe为有效驱动压头，△pdc为下降段的压力损失，△pd为总的驱动压头，△pup为上升段的驱动压头。因此，在应急余热排出试验中，堆芯出口温度和自然循环流量是相互影响的，因为堆芯出口温度决定了上升段中流体的温度和密度，进而影响上升段的压力损失。当堆芯出口温度升高，自然循环流量增加，自然循环流量增加又会促使堆芯出口温度降低。

从图3～图5可以看出，CASE 1和CASE 2工况在自然循环建立之初，堆芯出口温度略有升高，随着自然循环的建立以及自然循环流量的增加，堆芯出口温度逐渐降低，堆芯衰变热能够被顺利导出。随着堆芯出口温度的降低，自然循环的流量也开始下降，最终趋于稳定。

同时还可以看出，CASE 1和CASE 2工况在自然循环建立之初系统的瞬态特性有较大区别，自然循环流量和堆芯出口温度的变化趋势都有明显的差异，自然循环稳定后，自然循环流量及堆芯出口温度的变化基本同步。在自然循环建立之初，由于CASE 2中蓄压水池水位较低，为18米，余热排出上升管中压力也较低，从堆芯经自然循环排出的热水温度很快超过了余热排出上升管处的饱和温度，余热排出上升管中出现了汽化现象，在试验中观察到了余热排出上升管中液体沸腾的“咕咕”声，余热排出上升管也因为热冲击而咔咔作响。虽然此时CASE 2余热排出上升管进出口压差有所降低（如图6所示），但主要是由于有蒸汽的产生余热排出上升管中重力压头降低引起的，自然循环流的驱动压头却是增加的，因此，自然循环流量在汽化阶段是明显增加的（如图4所示）。在CASE 1中，由于蓄压水池水位较高，没有产生汽化现象。

5 结语

根据海水淡化堆的原型，本文建立了海水淡化堆非能动专设安全设施综合模拟试验装置，并开展了应急余热排出试验研究，分析了蓄压水池的初始水位对应急余热排出模拟试验自然循环的建立和余热的导出的影响。结果表明：非能动专设安全设施在应急余热排出模拟试验启动之初，可以迅速建立自然循环；自然循环建立之后，堆芯能动得到有效的冷却，堆芯温度逐渐降低；蓄压水池的初始水位对自然循环的建立和余热的导出均有一定影响，蓄压水池作为回路的稳压器，过低的水位会使回路中产生汽化现象，导致回路中压力及自然循环流量发生较大波动，对设备造成一定冲击，应予以避免。

参考文献：

[1]于平安，等.核反应堆热工分析[J].上海交通大学出版社，2001.12.