熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究.PDFVIP

第 36 卷 第 9 期 核 技 术 Vol. 36, No.9 2013 年 9 月 NUCLEAR TECHNIQUES September 2013 熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器 稳态特性研究 法 丹 阎昌琪 孙立成 孙 露 赵行斌 （哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 150001 ） 摘要 在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中，通过自然循环，燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的 换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程，而管外则先依靠水的自然对流换热，当水温达到饱和后，热 量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算，对换热器的稳态换热特性进行研究。根据 系统工作过程建立相应数学模型，使用 C++语言编程，得到了换热器的传热性能。结果表明，设计的换热器 能够满足换热要求，同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。 关键词 熔盐堆，水冷却非能动余热排出系统，换热器 中图分类号 TL333 DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.090602 在发生美国三哩岛事故、日本福岛核电站事故 沸腾最终导出堆芯衰变热。本文主要对 MSRE 非能 后，反应堆安全得到了越来越多的重视。在确保反 动余热排出系统的换热器进行设计计算，给出换热 应堆安全的众多环节中，保证堆芯衰变热在各种情 器参数，保证其能满足换热要求，并通过编程计算 况下安全有效地排出尤为重要。在第三代反应堆中， 分析了换热器的稳态运行特性。 普遍采用非能动理念排出堆芯余热，例如 AP1000 核电站，在事故情况下靠自然循环将冷却剂的热量 带入换料水箱，并依靠水箱内水的蒸发最终带走热 [1] 量 。 先进的沸水堆中也利用非能动原理工作，如经 济简化型沸水堆(ESBWR)，在正常运行时通过自然 循环工作，停堆时则靠余热排出系统非能动地导出 热量，保证反应堆安全[2] 。熔盐堆是第四代先进反 应堆中唯一的液态燃料反应堆，具有负反应性强、 无需添加可燃毒物、燃料利用率高等优点。俄罗斯、 法国等对熔盐堆的研究主要集中在中子特性、燃料 [3,4] 盐热物性等方面，对热工水力方面研究较少 。 1965 年，美国橡树岭实验室曾成功运行了 8 MW 熔盐试验堆(MSRE)，余热排出系统工作如图 1 所示。当其工作时，水在套管内吸收热量变成蒸 汽，产生的蒸汽从汽包进入换热器，在换热器管束 内凝结，利用水泵驱动水强迫循环流动，从而带走 换热器热量，一旦水泵失去动力，衰变热将无法导 [5,6] 出，安全性较差 。 图 1 MSRE 余热排出系统原理图 基于安全性高和简单的原则，在熔盐堆中设计 Fig.1 Schematic diagram of residual heat removal 采用水冷余热排出系统非能动地将热量导出，通过 system for MSRE. 将换热器放置在水箱中，利用水箱内水温的升高并 —————————————— 第一作者：法丹，女，1988 年出生，2011 年毕业于哈尔滨工程大学，现为哈尔滨工程大学核能科学与工程专业硕士研究生 通讯作者：阎昌琪，E-mail: changqi_yan@163.com 收稿日期：2013-07-03 ，修回日期：2013-08-15