HP-STMCs空間堆堆芯穩態熱工特性分析

李華琪，江新標，陳立新，楊 寧，胡 攀，馬騰躍，朱 磊

（西北核技術研究所，西安710024）

HP-STMCs空間堆堆芯穩態熱工特性分析

李華琪，江新標，陳立新，楊 寧，胡 攀，馬騰躍，朱 磊

（西北核技術研究所，西安710024）

以計算流體力學為基礎，利用等效堆芯熱管為傳熱邊界條件，建立了熱管冷卻空間堆堆芯穩態熱工分析的計算模型，并分析了HP-STMCs空間堆堆芯穩態熱工特性。計算了HP-STMCs堆芯在均勻布置與非均勻布置、反應性控制鼓轉向朝外180°和朝內0°詳細功率分布及功率均勻分布時堆芯穩態溫度場分布；研究了堆芯在1根熱管失效下的安全傳熱特性。計算結果表明：當功率均勻分布時，堆芯溫度分布較均勻，而在堆芯均勻布置時，堆芯溫度局部過高；堆芯分三區裝料非均勻布置時，堆芯溫度分布展平，且在1根熱管失效時，僅失效熱管周圍的燃料溫度分布受影響，溫升較大，最大溫升為200 K。堆芯最熱區出現在堆芯中心和周圍區域，應當采用分三區裝料非均勻堆芯布置，并當堆芯1根熱管失效時，滿足安全設計要求。

HP-STMCs；傳熱邊界；穩態溫度場；熱管失效

空間核反應堆電源系統是未來大功率、長壽命、小質量、高可靠性空間電源的最佳選擇。其中，熱管冷卻空間堆［1］因具有運行冗余性好、易啟動、系統結構簡單、傳熱冗余性好等特點成為空間核反應堆電源的研究熱點之一。該堆采用系統獨立的堿金屬熱管進行堆芯冷卻傳熱，堆芯沒有冷卻劑的流入與流出。國外針對熱管冷卻空間核反應堆電源進行了概念設計和實驗研究工作［2 4］，目前主要集中于電功率較大（≥100 k W）的先進核反應堆。其中，最具代表性的是采用鋰熱管冷卻堆芯，分段式靜態熱電偶轉換器進行熱電轉換，鉀熱管散熱板進行最終廢熱排出的110 k W的空間核反應堆電源HP-STMCs （heat pipes segmented thermoelectric module converters）。

熱管冷卻空間堆與常規反應堆的冷卻方式具有較大差異，熱管冷卻方式可避免堆芯冷卻的單點失效，但堆芯熱管內部存在復雜的汽液相變傳熱和耦合流動問題，給堆芯熱工分析帶來了困難，現有常規反應堆的熱工水力分析模型不適合于熱管冷卻空間堆堆芯熱工特性的分析研究［5］，因此，本文以HPSTMCs為對象，提出了等效堆芯熱管為傳熱邊界條件的方法，建立了熱管冷卻空間堆堆芯穩態熱工分析的計算模型，并分析計算了HP-STMCs堆芯不同布置、控制鼓不同轉向及堆芯1根熱管失效時的熱工傳熱特性。

1 物理模型及計算方法

1.1 HP-STMCs堆芯簡介

HP-STMCs空間堆堆芯由126個熱管燃料組件，13圈378根UN燃料棒元件組成六邊形堆芯，如圖1（a）所示。堆芯中心為譜移吸收體Re材料組件，堆芯外圈布置39根BeO棒。六邊形堆芯容器為0.5 mm厚的Mo-14%Re合金材料，堆容器外覆有2.2 mm厚的熱絕緣材料MFI（multi-foils insulation）。堆芯徑向和軸向布放BeO反射層，徑向反射層內布放12個BeO／B4C反應性控制轉鼓，徑向反射層包殼為0.2 mm厚ODS-MA956不銹鋼，包括徑向反射層的堆芯外徑為560 mm，其中，六邊形堆芯活性區尺寸為204.2 mm×409 mm。

HP-STMCs空間堆堆芯每個熱管燃料組件由1根鋰熱管和焊接在其周圍的3根UN燃料棒構成三角形陣列，UN燃料棒與鋰熱管之間利用6個Re三角塊進行填充。如圖1（b）所示。

圖1 HP-STMCs堆芯徑向結構示意圖Fig.1 Radial cross-sectional view of the nuclear reactor for HP-STMCs SRPS

UN燃料棒的外徑為15 mm，Re包殼與UN燃料芯塊之間填充50μm的低壓氦氣。鋰熱管的外徑為15 mm，熱管的管壁為0.4 mm厚的Mo-14% Re合金材料，管內有厚為0.2 mm的多孔Mo-14% Re合金吸液芯，熱管中心是半徑為6.4 mm的蒸氣區，管壁與多孔吸液芯之間有0.5 mm厚的液態鋰環腔。堆芯的裂變功率Pf為1.82 MW，熱功率Pth為1.64 MW。97.5%的堆芯熱功率通過堆芯熱管導出堆芯，其余的堆芯熱功率則通過其他輔助機構耗散至堆外。

1.2 物理模型及等效邊界

本文以計算流體力學計算分析軟件為平臺，為減小計算量并忽略燃料棒軸向傳熱，建立了HPSTMCs堆芯二維1／6對稱熱工分析模型，如圖2所示。由于堆芯容器外覆著MFI絕熱材料，因此忽略通過堆芯容器壁面導出的堆芯熱量，假設堆芯的裂變熱全部通過堆芯熱管導出堆芯。利用間隙導熱模型分析芯塊與包殼之間氦氣隙的傳熱，采用有效導熱系數對多孔吸液芯進行純導熱近似，考慮了堆芯各材料熱物性隨溫度的變化情況，利用多項式擬合了物性隨溫度變化的函數關系。詳細計算區域選取、網格劃分、控制方程及求解器的設定，參見文獻［6］。

圖2 HP-STMCs堆芯部分截面Fig.2 Cross-sectional view in a reactor sector

本文根據堆芯鋰熱管運行和傳熱特性的分析結果［7 8］，將堆芯鋰熱管等效為對流換熱的傳熱邊界，式（1）給出了堆芯熱管的傳熱邊界條件：

其中，q為熱管徑向熱流密度，W·m－2；hL-V為堆芯鋰熱管內部多孔吸液芯與中心蒸汽區界面的等效傳熱系數，W·K－1·m－2，Twick為熱管多孔吸液芯溫度，K；Tv為熱管中心蒸汽溫度，K。

根據熱管理論，熱管內部汽液界面等效傳熱系數的計算公式［9］為

其中，hfg為汽化熱，J·kg－1；p為蒸汽的飽和壓力，Pa；R為摩爾氣體常數，J·K－1·mol－1；Ts為蒸汽飽和溫度，K。則堆芯鋰熱管內部L-V界面溫降的計算公式為

圖3給出了HP-STMCs堆芯熱管汽液界面等效傳熱系數hL-V隨蒸汽飽和溫度的變化及不同功率Q輸出時汽液界面溫降的變化。由圖3可知，堆芯鋰熱管汽液界面換熱系數隨著蒸汽飽和溫度的增大而急劇升高，汽液界面溫降在此溫度范圍內非常小。在堆芯熱管正常運行的1 500 K左右，汽液界面的溫降約為0.7 K，可以近似忽略這一溫降，因此堆芯熱管汽液界面的吸液芯溫度近似等于蒸發段蒸汽的平均溫度。堆芯熱管傳熱邊界條件可以進一步簡化為定邊界條件，即

綜上所述，式（4）為熱管冷卻空間堆堆芯溫度場分析計算時的熱管傳熱邊界條件。

圖3 汽液界面等效傳熱系數及界面溫降隨蒸汽飽和溫度的變化Fig.3 Coefficient of heat transfer and L-V interface temperature drop with vapor temperature

2 計算結果分析

2.1 假設功率均勻分布時的計算結果

為了研究HP-STMCs堆芯內傳熱的薄弱環節，分析計算了HP-STMCs堆芯功率均勻分布時的溫度場，堆芯平均功率密度為6.35×107W·m－3。HP-STMCs功率均勻分布時堆芯溫度場分布如圖4所示。選取了HP-STMCs堆芯典型位置UN燃料棒，即圖2中，1號熱管組件（中心）、9號熱管組件（中間）和16號熱管組件（外圍）中的UN燃料棒，分析溫度隨徑向尺寸的變化情況。UN燃料棒徑向尺寸直徑的選取方法為：中心和中間UN燃料棒選取的直徑線與圖4中定義的x軸成0°，而外圍的UN燃料棒選取的直徑線與圖4中定義的x軸成60°。

由圖4可見，堆芯溫度分布比較均勻，由于堆芯外圍和中心熱管數量較少，影響熱量的導出，溫度相對較高，堆芯最高溫度出現在外圍UN燃料棒內，為1 688 K。在HP-STMCs堆的物理設計中，需要降低這兩個區域的功率分布不均勻系數，或者將堆芯中央金屬Re組件替換為熱管燃料組件，改善堆芯中心的傳熱能力，但這種改變需要綜合考慮其對堆芯物理設計中淹沒安全的影響。堆芯UN燃料棒溫度隨徑向尺寸的變化如圖5－圖7所示。由圖5和圖7可知，堆芯中心和外圍的UN燃料棒溫度分布是不對稱的，燃料棒內氦氣隙的溫降在燃料棒圓周方向（沿θ方向）是不相同的，在靠近熱管一側有較大的溫降，達到40 K。從圖6可知，堆芯中間位置的UN燃料棒內溫度分布較對稱。

2.2 詳細功率分布時的計算結果

本文分析了堆芯均勻布置和分三區裝料非均勻布置、反應性控制機構B4C控制鼓轉向朝外和朝內HP-STMCs堆芯詳細功率分布時［10］的二維溫度場分布情況，計算結果如圖8－圖11所示。堆芯穩態時溫度場的分布與堆芯徑向功率分布一致。

由圖8和圖9可知，HP-STMCs堆芯不分區均勻布置時，無論控制鼓向外或向內，堆芯溫度分布的不均勻性均較明顯，這對堆芯結構材料的熱膨脹特性提出了要求，且在控制鼓向內時堆芯UN燃料棒最高溫度為1 739 K，雖滿足小于UN燃料溫度安全限值2 000 K［11］，但如果堆芯長期運行在此較高溫度，會引起堆芯材料間較大的熱應力，減小堆芯的壽命。

由圖10和圖11可知，HP-STMCs堆芯非均勻布置時，降低了堆芯功率分布不均勻系數，展平了堆芯功率［10］，可以看出堆芯在分區布置時溫度分布比較均勻，且堆芯最高溫度在轉鼓向內時僅達到1 671 K，更好地保證了HP-STMCs空間堆的堆芯安全；在轉鼓向外時堆芯最高溫度達到1 733 K，可以近似看作空間堆的壽期末，堆芯溫度運行在高溫狀態。綜合分析結果表明，HP-STMCs堆芯非均勻布置有利于堆芯熱工安全。

圖4 假設堆芯功率分布均勻時的堆芯溫度分布Fig.4 The temperature distribution of reactor core for uniform power of 6.35×107W·m－3

圖5 堆芯中心UN燃料棒溫度沿徑向的變化Fig.5 Radial variation of the UN pin temperature at the center

圖6堆芯中間UN燃料棒溫度隨徑向的變化Fig.6 Radial variation of the UN pin temperature at the middle region

圖7堆芯外圍UN燃料棒溫度沿徑向的變化Fig.7 Radial variation of the UN pin temperature at the outer region

圖8均勻布置控制鼓向外堆芯溫度分布Fig.8 The non-zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-out

圖9均勻布置控制鼓向內堆芯溫度分布Fig.9 The non-zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-in

圖10非均勻布置控制鼓向外堆芯溫度分布Fig.10 The zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-out

圖11非均勻布置控制鼓向內堆芯溫度分布Fig.11 The zoned reactor core temperature distribution with control drums facing-in

2.3 堆芯1根鋰熱管失效時的計算結果

熱管冷卻空間堆具有避免堆芯冷卻單點失效的安全特性，因此，本文研究了HP-STMCs堆芯1根鋰熱管失效時堆芯溫度場的分布情況?？紤]到HPSTMCs堆芯不同布置方案時的穩態溫度場分布情況，HP-STMCs將選取非均勻布置的堆芯方案，分析熱管失效情況下的堆芯傳熱特性，典型位置堆芯熱管失效時的堆芯溫度分布情況，計算結果如圖12－圖17所示。假設熱管失效時，失效組件燃料的核反應熱通過相鄰組件熱管導出堆芯。

由圖12至圖17可以看出，HP-STMCs堆芯1根鋰熱管失效時，僅影響其周圍熱管燃料組件的溫度分布，失效熱管周圍熱管組件UN燃料棒的溫升較大。不同位置熱管失效引起的UN燃料棒溫升不同，由圖13和圖11對比以及圖16和圖10對比可知，HP-STMCs堆芯中間位置熱管失效時，UN芯塊最高溫度上升約150 K。由圖14和圖11對比以及圖17和圖10對比可知，HP-STMCs堆芯外圍熱管失效時，UN芯塊最高溫度上升約200 K。這是由于HP-STMCs堆芯中心與外圍熱管數比較少，堆芯熱管在這些位置失效時，對HP-STMCs的安全性帶來了挑戰。因此，在堆芯物理設計時有必要對此位置的功率分布進行優化，盡可能降低此位置的功率分布不均勻系數。

圖12 控制鼓向內，中心熱管失效溫度分布Fig.12 The reactor core temperature distribution with a center heat pipe failure and control drums facing-in

圖13 控制鼓向內，中間熱管失效溫度分布Fig.13 The reactor core temperature distribution with a middle heat pipe failure and control drums facing-in

圖14 控制鼓向內，外圍熱管失效溫度分布Fig.14 The reactor core temperature distribution with an outer heat pipe failure and control drums facing-in

圖15 控制鼓向外，中心熱管失效溫度分布Fig.15 The reactor core temperature distribution with a center heat pipe failure and control drums facing-out

圖16 控制鼓向外，中間熱管失效溫度分布Fig.16 The reactor core temperature distribution with a middle heat pipe failure and control drums facing-out

圖17 控制鼓向外，外圍熱管失效溫度分布Fig.17 The reactor core temperature distribution with an outer heat pipe failure and control drums facing-out

3結論

利用等效堆芯熱管為傳熱邊界條件的方法，建立了熱管冷卻空間堆堆芯穩態熱工分析的計算模型，計算了HP-STMCs堆芯熱工特性，計算結果表明：

1）HP-STMCs堆芯鋰熱管，堆芯熱管內部汽液界面的等效傳熱系數很大，且隨蒸發段的溫度升高而急劇增大?？臻g堆堆芯熱管在正常運行工況時，汽液界面的溫降很小，可以忽略不計。因此，在開展HP-STMCs堆芯熱工分析時，可將堆芯熱管簡化為定溫度的傳熱邊界條件。

2）堆芯中心和外圍的熱管布置數量較少，在這些區域堆芯傳熱能力較弱，因此在堆芯功率均勻分布時，此區域的溫度較高，且燃料棒內的溫度分布很不均勻。燃料棒內氦氣隙的溫降（沿θ方向）圓周方向是不相同的，在靠近熱管一側最大，約為40 K。

3）堆芯溫度場的分布與功率分布一致，堆芯非均勻布置時，堆芯溫度場分布較均勻，在轉鼓向內時，堆芯最高溫度僅達1 671 K，HP-STMCs應采用非均勻布置方案。

4）堆芯在1根鋰熱管失效時，堆芯核反應熱可以安全導出。堆芯1根熱管失效僅導致其周圍熱管燃料組件的溫度有較大升高。不同位置熱管失效引起的溫升不同，堆芯外圍熱管失效時，UN芯塊最高溫升約200 K。

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Steady-State Thermohydraulic Characteristics of HP-STMCs Space Reactor Core

LI Hua-qi，JIANG Xin-biao，CHEN Li-xin，YANG Ning HU Pan，MA Teng-yue，ZHU Lei
（Northwest Institute of Nuclear Technology，Xi'an 710024，China）

A calculation model was built to analyze the steady-state thermohydraulic characteristics of heat pipe cooled space reactor cores based on the computational fluid dynamics （CFD），with simulative reactor heat pipe as equivalent heat transfer boundary.The calculation was made on the HP-STMCs space reactor core power and detailed power profile with zoned and non-zoned loading pattern，B4C control drums inner and outer faced.The safety heat transfer characteristics of reactor core was analyzed when a heat pipe fails.The results show that the temperature distribution is uniform at average power profile，but at detail power distribution，the local temperature becomes higher with non-zoned core and the overall temperature distributes uniformly with zoned core.When a heat pipe fails，only the temperature of UN pins around the fail heat pipe rises obviously to 200 K.The maximum temperature appears at the center and its around.Therefore，the core should be zoned in loading pattern and the HP-STMCs space reactor core is safe with one heat pipe failed.

HP-STMCs；heat transfer boundary；steady state temperature distribution；heat pipe failure

TL331

A

2095- 6223（2015）02- 144- 07

2014- 05- 30；

2015- 01- 08

國家自然科學基金資助項目（11375143）

李華琪（1989－），男，陜西耀州人，研究實習員，碩士，主要從事核反應堆熱工水力及安全分析研究。

E-mail：lihuaqi＠nint.ac.cn