AP 1000堆芯余熱導出系統的分析與研究

張軍承

(國核工程有限公司，上海 200233)

0 引言

核電站的安全運營不僅是一種商業行為，更是一種社會責任。作為核電站三大基本功能之一的“余熱導出功能”對核電站的安全有著舉足輕重的作用。對于壓水堆核電站而言，在停堆冷卻、設備維修和反應堆換料停堆期間，堆芯余熱排出系統以及其他相關單元應正確地投運，否則，若發生喪失余熱排出功能的事故，會導致反應堆堆芯裸露以及隨后的燃料包殼損壞，甚至會造成放射性裂變產物向外界環境釋放的嚴重后果。美國西屋公司的AP 1000是第3代核電技術，它的余熱導出系統設計獨特，功能先進，引入了“非能動”的全新理念，提高了反應堆停堆過程的安全裕度。

1 核電站反應堆堆芯余熱產生的機制

核電廠與常規電廠有一個顯著不同:當核電站的反應堆停閉以后，核功率雖然消失，但由裂變碎片及中子俘獲產物的衰變所產生的剩余功率卻下降緩慢，導致壓水堆一回路內部還留存有一定的剩余功率。這些剩余功率表現為反應堆堆芯衰變熱以及反應堆冷卻劑系統的顯熱，其主要包括以下幾個部分:

(1)剩余裂變發熱

式中:P(t)為停堆t時后的剩余裂變功率;P(0)為停堆前的堆功率;t為停堆時間。

(2)剩余衰變發熱。

1)裂變產物的衰變熱

式中:t′為停堆前反應堆連續運行的時間;A，a均為系數。

2)中子俘獲反應產物的衰變熱

反應堆停堆后，其剩余功率按照一個負的周期迅速衰減，周期的長短最終取決于壽命最長的放射緩發中子裂變核群的半衰期。停堆后不同種類的熱源隨時間變化的特性各不相同，其中的顯熱和剩余中子裂變熱大約在30 s內傳出。其后，主要表現為衰變熱。

以滿功率長期運行的壓水堆為例，停堆后反應堆的剩余功率(主要是衰變熱)隨時間變化的衰減規律見表1。

表1 壓水堆的衰變熱

在核電站運營期間，操縱員可以調節反應堆的核功率，但卻控制不了反應堆剩余功率的釋放。為了保障反應堆的安全，任何時刻都必須將剩余功率導出。因此，核安全的主要問題是:要在任何情況下保證反應堆堆芯燃料的持續、有效冷卻。

2 AP 1000停堆冷卻系統與第2代核電技術的設計差異及特點

AP 1000核電站是美國西屋公司在第2代核電技術和多年核電機組實踐經驗的基礎上，優化設計的創新型第3代核電技術。它完善了第2代核電技術的一些不足之處，采用經過美國核管會(NRC)獨立驗證的新技術，顯著改善了核電機組的安全性和經濟性。AP 1000正常余熱排出系統重要設計參數見表2。

表2 AP 1000正常余熱排出系統重要設計參數

與第2代核電機組相比(以廣東大亞灣核電機組為例)，AP 1000的正常余熱排出系統(RNS)在以下幾個方面進行了改進。

(1)RNS設計的安全級別降為非核級，提高了核安全性能，同時降低了核電經濟成本。

(2)第2代核電技術將系統內的2臺RNS水泵布置在安全殼內，AP 1000設計時則布置到了安全殼外，同時增加了4個安全殼隔離閥。這樣的設計增大了安全殼內的容積空間，同時還為RNS泵提供了保護，避免了事故工況下水泵被水淹沒而失效，提高了設備的安全、可靠性。

(3)RNS增設了對安全殼內置換料水貯存箱(IRWST)的冷卻功能。在正常運行工況下，通過RNS的熱交換器，可將IRWST的水溫控制在50℃以下。在事故工況下，通過RNS冷卻，避免IRWST內的水沸騰。而第2代核電技術的正常余熱排出系統沒有設計對IRWST的冷卻功能。

(4)RNS增設了對乏燃料水池冷卻系統(SFS)乏燃料水池的冷卻功能。提高了SFS熱交換器冷卻功能的冗余度，第2代核電技術無此設計。

(5)RNS增設了從屏蔽容器裝料池取水的功能。在事故工況下，RNS余熱排出泵可以選擇從屏蔽容器裝料池取水，向堆芯注水，冷卻堆芯，增加了堆芯冷卻水源。第2代核電技術的正常余熱排出系統沒有設計該項功能。

(6)在發生大的失水事故(LOCA)時，反應堆堆芯被淹沒，以地坑再循環模式進行自然循環冷卻的同時，當條件滿足時RNS可以投入運行，進行局部強制循環冷卻，提高了反應堆堆芯的安全冷卻功能。第2代核電技術只能依靠地坑噴淋水再循環系統實現冷卻功能，冷卻效率較低。

非能動堆芯冷卻系統(PXS)設計為抗震I類、核安全相關系統，屬于AP 1000專設安全系統的重要組成部分。PXS由非能動堆芯余熱排出系統(PRHRS)和非能動安全注入系統(PSIS)2部分組成。主要設備包括2個安注箱(ACC)、2個堆芯補水箱(CMT)、1個安全殼內置換料水貯存箱(IRWST)、1個非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)、2個自動降壓系統(ADS)噴淋器、4個pH值調節籃以及IRWST濾網和IRWST集水器等。這些設備根據不同的設計標高、安裝位置分布在核島安全殼內部。

“非能動”新概念理論的應用，是AP 1000區別于第2代核電技術的最突出的特點。

AP 1000非能動安全設施相關系統的運行不需要交流電源，也不需要泵及相關的支持系統。在事故工況下，非能動安全系統僅依靠自然力來驅動(例如重力、自然循環和壓縮空氣)。反應堆堆芯的冷卻采用“非能動”設計思想，取消了安全級的應急電源，極大地降低了發生人為失誤的可能性，顯著地提高了系統運行的可靠性以及核電站的安全性和經濟性。以下是AP 1000的非能動堆芯冷卻系統與第2代核電機組的設計差別(以廣東大亞灣核電機組為例):

(1)對于PXS，用非能動的堆芯補水箱(CMT)取代了龐大復雜的高壓安注系統，減少了2臺高壓安注泵以及大量的安注管線和閥門，減少了機械貫穿件的數量，是AP 1000的設計亮點。把第2代核電技術的安注泵、上充泵系統的通過熱段安注、冷段安注、冷熱段同時安注等復雜的安注過程，簡化為反應堆壓力容器的直接安注，減少了大量的操作，對減少核電站運行操作工作量有著十分重要的現實意義。

(2)AP 1000的中壓安注原理與第2代核電技術基本相同，只是用球形安注箱(ACC)取代了第2代核電技術的圓柱形容器罐，其他并無實質性差異。第2代核電技術設計了3個中壓安注箱，總容積為47.7×3=143.1(m3);而 AP 1000設計了2個中壓安注箱，總容積為56.6 ×2=113.2(m3)，中壓安注水裝量少些，但能滿足要求。

(3)AP 1000的低壓安注系統利用IRWST的高位水壓頭向反應堆堆芯注水，取消了低壓安注水泵以及大量的管線閥門，簡化了大量復雜的操作。增設了嚴密隔離的爆破閥，事故時打開，執行安注程序。

(4)內置換料水箱水容積為2860 m3，布置在安全殼內部。采用第2代核電技術配置的換料水箱容積是1600 m3，布置在安全殼外部。IRWST被賦予了熱阱的功能，它可以接受穩壓器超壓釋放的一回路冷卻劑熱量(以蒸汽方式)并對其進行冷卻。采用第2代核電技術的換料水箱設計不接受其他熱源，換料水箱內的水是常溫的，無需冷卻。

PXS在假想設計基準事故下提供反應堆的應急堆芯冷卻。在非LOCA事故工況下，非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)提供堆芯衰變熱的排出;在正常補水系統供應不足的情況下CMT提供RCS補水和硼化;在各類LOCA過程中，CMT，ACC，IRWST以及安全殼再循環水向RCS提供非能動的注水;pH值調節籃內裝有顆粒狀的磷酸三鈉(TSP)，可維持再循環水pH值在8左右。

AP 1000在“半管(Mid－Loop)”運行工況下，反應堆停堆換料期間，RNS正常投入，連續對堆芯進行冷卻。當蒸汽發生器(SG)的下封頭進、出口管嘴裝上封蓋后即可進行SG在役檢查或維修。

AP 1000的“Mid－Loop”系統設計特點如下:

(1)屏蔽電動機主泵(RCP)與蒸汽發生器(SG)為一體化設計，這樣設計的優點是:裝置結構緊湊，取消了RCP與SG之間的冷段一回路管道，在節省高壓管材的同時，減少了流體環路的水阻力，提高了反應堆冷卻劑的循環效率。

(2)大大簡化了反應堆主設備的支承系統。SG設計采用單根垂直支撐;同時，由于主設備一體化的設計，取消了RCP復雜的垂直與橫向支吊架支承系統。設計為簡化的設備支吊架系統，有利于RCP的裝拆和維修。

(3)反應堆壓力容器的冷段、熱段環路管道設計上存在高度差，冷段管道中心線比熱段管道中心線高出444.5 mm;熱管段位置較傳統設計高出很多;當RCS將熱管段水位降到80%的熱段正常水位時，穩壓器內的工質通過熱段管道“半管”通道進入蒸汽發生器，與此同時，SG與主泵本體內的工質已經排空。這樣，當建立“Mid－Loop”運行工況后，可及時對SG與主泵進行檢修。

(4)RNS與反應堆壓力容器熱管段接管座呈漸縮形管嘴。這樣的設計有2點好處:由于反應堆壓力容器熱管段管徑大，工質流速低，相對于沒有減縮形管嘴設計的系統，增大了半管運行工況下RNS泵入口汽蝕余量的安全裕度;大量試驗證明，采用該設計的系統，在“Mid－Loop”運行工況下，即使RNS泵入口產生“渦流”現象，泵入口進入的空氣量仍低于5%，使泵入口產生汽蝕的可能性大大降低。

(5)RNS泵的入口管線設計成“自排氣”管線。RNS泵的入口管線，從泵入口到RCS熱管段設計為一個持續向上的坡度，沒有局部高點。這樣，當RNS泵吸入過量空氣產生汽蝕而停泵后，不需要重新向泵的入口管線充水。當熱管段重新建立起足夠高的水位時，泵可立即啟動。在以往的設計中，由于管線設計復雜，存在局部高點，當留存有空氣時，系統需要重新注水排氣。

(6)“Mid－Loop”運行系統設計有寬量程穩壓器水位計以及窄量程熱管段水位計。該設計能為整個穩壓器提供水位指示，在停堆操作期間，穩壓器降到半管水位時，仍能提供連續讀數顯示。RCS在每條熱管段上都有一個窄量程水位計，用于電站冷停期間在主控室提供熱管段精確水位指示信號。這些水位監控特性明顯提高了半管運行期間的可靠性。

3 AP 1000壓水堆堆芯冷卻系統控制策略

AP 1000對于壓水堆的堆芯冷卻設計，主要考慮了正常停堆冷卻工況、事故運行工況(包括Non－LOCA事故、LOCA事故和停堆事故等)并分別采取了不同的控制策略。

3.1 正常停堆冷卻過程

核電站停運期間，只要啟動給水系統(SFW)可以正常運行，并且化學和容積控制系統(CVS)能夠維持RCS水裝量，則非能動堆芯冷卻系統(PXS)不會觸發。正常停堆冷卻過程步驟如下。

3.1.1 反應堆冷卻劑的硼化和除氣

停堆前，硼酸溶液從CVS添加到RCS冷卻劑中，使冷卻劑中的硼濃度滿足冷停堆的要求。在冷卻劑硼化過程中，補給了相對高濃度的硼水，若穩壓器的水位太高，此時通向廢液系統暫存箱的下泄通道排放閥自動打開，排出部分低濃度的硼水，以維持穩壓器水位穩定。

如果停堆是為了換料或其他原因，需要打開RCS的壓力邊界，利用 CVS和放射性廢液系統(WLS)為冷卻劑進行排氣，減少冷卻劑中的放射性裂變氣體和氫的含量。

3.1.2 第1個階段:SGS和 RCS配合進行堆芯冷卻

在停堆冷卻初期，冷卻劑中滯留有衰變熱、顯熱等剩余熱功率，通過蒸汽發生器把熱量傳導給二回路的主蒸汽，二回路的蒸汽通過旁路排放系統減溫、減壓后排放到汽輪機組的冷凝器。這種冷卻模式一直運行到RNS能夠投入。

該階段約需4 h，之后，當蒸汽壓力降到0.86 MPa左右時，旁路排放系統退出，蒸汽發生器排污系統(BDS)繼續運行，排出蒸汽發生器的熱量。同時，RNS投入運行，承擔從RCS導出堆芯余熱的工作。

在反應堆停堆冷卻過程中，穩壓器電加熱器與噴淋系統控制著穩壓器的汽腔壓力。隨著RCS壓力和溫度的降低，PXS的一些功能被隔離。

(1)RCS壓力降到6.9MPa左右時，關閉安注箱注入管線上的隔離閥，以防止在RCS壓力低于安注箱壓力時安注箱誤注入。

(2)RCS降壓后，在進行穩壓器和RCS排水前，關閉CMT入口管線上的電動隔離閥。

3.1.3 第2個階段:通過RNS導出堆芯余熱

停堆前，操作員首先把IRWST的進、出口管線與RNS導通，啟動RNS泵運行一段時間，提高RNS中的硼濃度并做硼濃度取樣檢測，必要時調節硼濃度。

當RNS運行工質的硼濃度達到設計值時，關閉IRWST進、出口隔離閥，將 RNS與 IEWST系統隔離。

當反應堆冷卻劑溫度在177℃以下、壓力低于3.1MPa時，將RNS與RCS導通，RNS投入運行，開始第2個階段的堆芯冷卻。

由于冷卻，穩壓器內工質的壓力、溫度不斷降低，為保證RCP的正常運行，避免RCP發生汽蝕，依靠穩壓器的電加熱器，保持穩壓器內汽腔壓力高于RCP安全運行所需的汽蝕余量(NPSH)。

RCS溫度降到80℃左右時，通過CVS將過氧化氫添加到RCS中，以降低RCS的放射性。穩壓器汽腔消失，充滿水后，通過CVS的下泄流控制閥來控制RCS的壓力，打開穩壓器噴淋閥，以保持穩壓器與RCS其他部分冷卻劑的化學成分均勻。

RCS溫度降到70℃左右后，在RCS的放射性降到可以進行計劃停堆操作時，可將RCP停止運行。冷停堆后，RNS為CVS的凈化流提供驅動力。3.1.4 “Mid－Loop”運行方式堆芯冷卻

通常情況下，在反應堆停堆后大約96 h，RCS溫度可以降到低于50℃，RCS壓力降至常壓狀態。此時，若RCS需要進行維護或換料操作，則反應堆堆芯可通過“Mid－Loop”運行方式繼續進行冷卻。

在進行“Mid－Loop”運行前，操作員將CVS下泄控制閥置于“換料排水”模式，此時手動關閉補水泵，下泄流控制閥將控制排放到WLS的排水流量。一旦RCS水位達到了熱段的頂端，排水流量將降低，以便于水位的控制。

當反應堆壓力容器的熱段水位降到熱段滿管水位的80%時，操作員可以隔離下泄控制閥，停止排水。當“Mid－Loop”運行條件達到后，RNS泵可以在“Mid－Loop”方式下正常運行，進行堆芯冷卻。此時，可以打開RCS壓力邊界，進行設備維修。

3.2 反應堆堆芯冷卻系統的事故運行工況

AP 1000設計了多種反應堆停堆冷卻手段，除了正常停堆冷卻方式外，當發生Non－LOCA，LOCA等事故工況時，反應堆的保護和安全監督系統(PMS)、多樣性驅動系統(DAS)聯鎖保護動作，相繼觸發安注信號、PRHR HX、自動降壓系統(ADS)、IRWST注入、安全殼再循環冷卻等相關系統，實現反應堆堆芯冷卻。

(1)第1種方式:通過非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)排出堆芯余熱。

反應堆停堆后，當出現蒸汽發生器液位低且啟動給水流量低時，則通過PRHR HX實現堆芯冷卻。其中，非能動余熱排出熱交換器布置在比RCS環路高的安全殼內置換料水貯存箱(IRWST)內，一回路主泵不可用時，反應堆冷卻劑依靠工質的熱密度差，以自然循環方式流過非能動余熱排出熱交換器，實現余熱導出，這是一種自然循環的冷卻方式。

(2)第2種方式:通過正常余熱排出系統(RNS)熱交換器排出堆芯余熱。

反應堆停堆后，當啟動給水系統出現故障且非能動余熱排出系統(PRHR)不可用時，則可啟動ADS，降低反應堆冷卻劑系統壓力。當反應堆冷卻劑溫度低于177℃、壓力低于 3.1 MPa時，RNS投運，CCS通過RNS熱交換器把一回路余熱導出，這是一種強制循環的冷卻方式。

(3)第3種方式:通過非能動安全殼再循環冷卻系統排出堆芯余熱。

若RNS泵也不能運行，當安注箱、CMT和IRWST注水完成，安全殼內的淹沒水位足夠高時，啟動安全殼再循環冷卻，實現堆芯余熱導出。安全殼內的水加熱到飽和溫度后，蒸汽開始向安全殼排放，直到安全殼內的蒸汽在鋼殼內壁上冷凝，鋼殼以非能動安全殼冷卻系統(PCS)作為熱阱進行冷卻，這是一種自然循環的冷卻方式。

4 結束語

當前，對于壓水堆核電站堆芯冷卻系統的設計，美國西屋公司針對AP 1000提出的“非能動”理念應該是可取的、先進的。即使面臨日本福島核電站當時的惡劣條件，AP 1000的先進技術依然可以保障核電站的安全。AP 1000的全球“首堆”建在中國，人們希望AP 1000第3代核電技術能夠經得起科學、嚴謹的考核驗證，給核電事業帶來新的期待。

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