美国阿贡国家实验室先进堆非能动安全研究取得最新研究进展，依托NSTF装置揭示反应堆腔冷却系统流动特性

美国能源部(DOE)下属阿贡国家实验室(Argonne National Laboratory)科研团队针对新一代先进核反应堆的非能动停堆余热导出机制取得最新研究进展。在反应堆非计划停堆或突发应急事故工况下，核燃料仍会持续释放衰变热，在完全断电及无人工干预条件下确保热量持续、可靠地导出，是第四代先进反应堆固有安全设计的核心课题。阿贡实验室研究团队近期重点聚焦在真实衰变热动态衰减曲线下，反应堆关键非能动排热系统的瞬态热工水力学响应特征。

本次攻关对象为被多个先进堆开发项目普遍采纳的“反应堆腔冷却系统”(Reactor Cavity Cooling System, RCCS)。阿贡实验室搭建的“自然对流停堆排热试验设施”(Natural Convection Shutdown Heat Removal Test Facility, NSTF)是目前全球针对该构型开展真实尺度与严苛工况机理研究的最大试验平台。RCCS系统遵循非能动安全设计准则，摒弃了易在断电工况下失效的机械泵与有能控制系统，完全依托重力与密度差引发的自然浮力驱动回路流体循环。冷却水在反应堆压力容器外围布置的金属管网中流动，吸收反应堆容器壁面散发的衰变热后升温上升，经高位冷凝或热阱降温后再受重力驱动回流，将热量持续输运至高位大型应急储水箱。

针对流体在长期非能动排热过程中可能出现的沸腾及两相共存流动难题，研究人员利用高度达59英尺(约合18米)的NSTF多层环路装置，模拟了全尺寸反应堆不同衰变功率区间的梯度放热场景，并测试了不同主水箱入口标高对循环通量的影响。实验明确捕捉到了关键的“闪蒸”(Flashing)物理相变机制：当位于回路底部的受热水流在上升管段向上流动时，随着静水压力的降低，流体在达到饱和状态的临界点会瞬间局部剧烈汽化，这一闪蒸现象会导致回路内汽水两相流产生剧烈的流量脉动与涌浪(Flow surges)，进而引发局部瞬态冷却效率下降，并对承压回路构件施加额外水力载荷。

实验数据揭示，在较低功率水平的衰变热工况下，NSTF测试回路中从储水箱向排热烟囱蔓延的沸腾与闪蒸现象显著放缓;更关键的是，主水箱入口的相对安装高度对流态稳定性存在明确的阈值边界，测试表明“中位入口设计”(Mid-level inlet)在多类极端工况下能有效抑制流量大幅震荡，提供更为平稳的非能动自然循环状态。阿贡实验室核工程师Qiuping Lu表示，这些量化机理数据为商业化先进堆开发企业优化工程设计、防范热工两相水动力学失稳提供了极具参考价值的实测依据。该项研究由美国能源部核能办公室(DOE-NE)旗下的先进反应堆技术计划(Advanced Reactor Technologies Program)提供资助。