壓水堆核電廠非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)對比研究

周科　張丹　魏宗嵐　初曉　吳皓

【摘 要】絕大部分先進(jìn)壓水堆都采用非能動(dòng)方式導(dǎo)出余熱，以提高反應(yīng)堆的固有安全性。根據(jù)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的布置方式，一般可分為一次側(cè)余排（S-PRS）和二次側(cè)余排（T-PRS）。本文以AP1000核電廠全廠斷電事故為例，分析這兩種非能動(dòng)余排在事故下的響應(yīng)，為系統(tǒng)設(shè)計(jì)提供相應(yīng)的參考。

【關(guān)鍵詞】非能動(dòng)余排；余熱；壓水堆；對比

Compare of Passive Residual Heat Removal System for Pressurized Water Reactor

ZHOU Ke ZHANG Dan WEI Zong-lan CHU Xiao WU Guang-hao

（.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Chengdu Sichuan 610213，China）

【Abstract】Passive residual heat removal system （PRHR） is adopted for many of pressurized water reactor，in order of improving inherency safety performance.according the layout of PRS，it can be divided into reactor coolant loop system（direct system，S-PRS） and secondary system （indirect system，T-PRS）.Basing on station blackout accident， the thermal hydraulic responds of two kinds system was studied.The result shows that each of system can remove all of reactor residual heat，however，the performance is different，the nuclear power plant show select the appropriate system basing on its design.

【Key words】Passive residual heat removal system；Residual heat；Pressurized water reactor；Comparison

0 引言

在目前的先進(jìn)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中，各國都非常強(qiáng)調(diào)非能動(dòng)安全概念，絕大部分先進(jìn)壓水堆都采用了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRS）[1]，以提高反應(yīng)堆的固有安全性。主流核電廠的非能動(dòng)余排系統(tǒng)布置可分為一次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（S-PRS）（如西屋公司推出的AP1000[2]和中核集團(tuán)的模塊式小型堆ACP100[3]）和二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（T-PRS）（如中核集團(tuán)的ACP1000[4]和美國的IRIS[5]、韓國的SMART[6]小堆）等，而法國DCNS開發(fā)的Flexblue[7]的水下電廠既采用了S-PRS，也采用了T-PRS。

對于PRS，國內(nèi)外學(xué)者都進(jìn)行了大量研究[8][9]，但缺少對于S-PRS和T-PRS的詳細(xì)對比研究。隨著國內(nèi)對于非能動(dòng)核安全監(jiān)管要求的加強(qiáng)[10]，有必要開展相關(guān)的研究，為未來的設(shè)計(jì)提供參考。

1 典型的非能動(dòng)余排系統(tǒng)

典型的S-PRS見圖1.a，主要設(shè)計(jì)思路是設(shè)置一列和蒸汽發(fā)生器并聯(lián)的換熱回路，用于事故后得以應(yīng)急余熱導(dǎo)出，該系統(tǒng)包括一臺浸入中間熱阱（換料水箱）的換熱器、一個(gè)入口常開閥、兩個(gè)并聯(lián)的出口常關(guān)閥、和相應(yīng)的管道儀表組成。

典型的T-PRS布置示例見圖1.b，主要設(shè)計(jì)思路是在SG二回路設(shè)置一列和動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)并聯(lián)的換熱回路，專注于事故后余熱導(dǎo)出，該系統(tǒng)主設(shè)備和一次側(cè)余排相同，主要差異為該系統(tǒng)可能設(shè)置補(bǔ)水箱、中間熱阱也須單獨(dú)設(shè)置。

對于堆芯來說，S-PRS為直接冷卻系統(tǒng)，一回路和余排系統(tǒng)直接連通，在瞬態(tài)過程中該系列內(nèi)一般處于單相狀態(tài)；T-PRS為間接冷卻系統(tǒng)，接受來自中間換熱器SG的熱量，該系統(tǒng)的運(yùn)行依賴RCS系統(tǒng)和PRS系統(tǒng)同時(shí)產(chǎn)生自然循環(huán)，因此RCS必須具備一定的自然循環(huán)能力。同時(shí)S-PRS系統(tǒng)和主蒸汽/給水系統(tǒng)聯(lián)通，壓力較低，主要通過蒸汽的蒸發(fā)冷凝帶走熱量，流體長期處于復(fù)雜的兩相狀態(tài)。

本文借鑒ACP1000 T-PRS的設(shè)計(jì)參數(shù)，將其等效應(yīng)用于AP1000核動(dòng)力裝置，采用RELAP5[11]程序分析全廠斷電事故下該系統(tǒng)的瞬態(tài)響應(yīng)過程，并與AP1000 S-PRS瞬態(tài)過程作了對比研究。

2 系統(tǒng)模型和計(jì)算假設(shè)

RELAP5是目前較常用的熱工水力分析程序。本文使用該程序?qū)P1000反應(yīng)堆進(jìn)行建模，模型節(jié)塊劃分見圖2，計(jì)算模型主要包括RCS系統(tǒng)、堆芯補(bǔ)水箱、PRS等。T-PRS系統(tǒng)包含兩個(gè)系列，分別對應(yīng)兩臺蒸汽發(fā)生器，每個(gè)系列由一臺非能動(dòng)余熱排出冷卻器、一個(gè)補(bǔ)水箱和相應(yīng)的閥門管道組成（圖2.b中未包含補(bǔ)水箱）。

2.1 計(jì)算假設(shè)

1：以AP1000反應(yīng)堆為原型，建立系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)。

2：模擬全廠斷電事故，假定零時(shí)刻事故發(fā)生，反應(yīng)堆冷卻劑泵失電惰轉(zhuǎn)，同時(shí)主給水和主蒸汽流量喪失，PRS系統(tǒng)停堆后自動(dòng)投入。

3：假定中間熱阱充足，瞬態(tài)過程中非能動(dòng)換熱器不會裸露。

2.2 計(jì)算結(jié)果

在反應(yīng)堆以額定功率運(yùn)行時(shí)，發(fā)生全廠斷電事故，主泵和主給水泵停運(yùn)，反應(yīng)堆保護(hù)停堆，PRS根據(jù)相應(yīng)信號自動(dòng)投入，停堆后主要系統(tǒng)參數(shù)見圖4（圖中參數(shù)均經(jīng)過歸一化或相對化處理）。

2.3 分析和討論

發(fā)生全廠斷電事故后，主要依靠自然循環(huán)流動(dòng)直接或間接帶走堆芯余熱，圖3.a描述了投入S-PRS后的主要流動(dòng)示意圖，圖3.b描述了投入T-PRS后的主要流動(dòng)示意圖。各部分流動(dòng)的描述如下：

QS1：從堆芯流出的冷卻劑經(jīng)過熱段，通過非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)入口管線進(jìn)入C型換熱器，將熱量導(dǎo)出至換料水箱后，通過出口管道流至蒸汽發(fā)生器出口腔室，途經(jīng)主泵和冷管段進(jìn)入壓力容器下降段，再經(jīng)過堆芯重新加熱，見圖4.f。

QT1：從蒸汽發(fā)生器流出的蒸汽經(jīng)過主蒸汽管道，通過非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)入口管段進(jìn)入C型換熱器冷凝，將熱量導(dǎo)出至應(yīng)急冷卻水箱后，通過出口管道流至蒸汽發(fā)生器主給水管線進(jìn)入蒸汽發(fā)生器再次蒸發(fā)帶熱，見圖4.f。

QS2和QT2：從堆芯流出的熱的冷卻劑經(jīng)熱管段流入蒸汽發(fā)生器，將熱量導(dǎo)出至蒸汽發(fā)生器中的存水后，經(jīng)主泵和冷管段流入壓力容器。

QS3和QT3：從堆芯流出的熱的冷卻劑經(jīng)上腔室進(jìn)入上封頭，通過吊籃法蘭上的開孔流出，與從冷管段流回的冷卻劑匯合后進(jìn)入壓力容器下封頭。強(qiáng)迫循環(huán)工況下，該部分流量（約占反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)總流量的1.5%）與自然循環(huán)下的流向相反，瞬態(tài)過程中該部分流量出現(xiàn)反向，見圖4.h。

QS4和QT4：蒸汽發(fā)生器內(nèi)部自然循環(huán)，該部分自然循環(huán)隨著事故進(jìn)程逐漸衰弱，見圖4.e。

Q5：換料水箱內(nèi)部自然循環(huán)。

從圖4.a和4.b可以看出，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)投入后，一次側(cè)和二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)都能夠帶走堆芯余熱，但對于二次側(cè)非能動(dòng)而言，其總換熱功率較一次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)的換熱功率高（圖4.c），但系統(tǒng)投入初期壓力和溫度都較一次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)高，這是因?yàn)閷σ淮蝹?cè)非能動(dòng)來說，初期蒸汽發(fā)生器的換熱功率不可忽略，圖4.d描述了蒸汽發(fā)生器在瞬態(tài)過程中的換熱功率變化，對一次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)而言，事故初期可依靠蒸汽發(fā)生器和非能動(dòng)換熱器帶出堆芯余熱，其總的帶熱能力較二次側(cè)強(qiáng)。

圖4.e描述了蒸汽發(fā)生器內(nèi)部自然循環(huán)流量（QS4和QT4）的變化，QS4和QT4都是非帶熱循環(huán)，在事故過程中僅起到攪混作用。事故初期，由于蒸汽發(fā)生器內(nèi)部各區(qū)域水溫不同，QS4振蕩劇烈，其主要作用是使得蒸汽發(fā)生器內(nèi)部水溫趨于一致，最終效果是使得蒸汽發(fā)生器內(nèi)部存水的平均溫度上升，依靠水的熱容帶走堆芯余熱，蒸汽發(fā)生器壓力（見圖5j）上升，通過蒸汽發(fā)生器壓力安全系統(tǒng)帶走部分熱量。隨著事故發(fā)展，QS4逐漸減弱。QT4在事故初期由于二次側(cè)非能動(dòng)的投入，能夠形成一個(gè)大致穩(wěn)定的循環(huán)，但是隨著事故發(fā)展，該部分流量出現(xiàn)劇烈振蕩，導(dǎo)致非能動(dòng)循環(huán)回路的流量（QT1）出現(xiàn)不穩(wěn)定（圖5f）。

圖4.h描述了上封頭流量（QS3和QT3）的變化曲線，該部分流量的作用是使得上封頭的溫度（圖4.g）隨著系統(tǒng)溫度的下降而下降，防止局部溫度過高。二次側(cè)非能動(dòng)的自然循環(huán)能力較強(qiáng)（QT2大于QS2），較大的堆芯流量有利于堆芯的安全。同時(shí)，當(dāng)主回路自然循環(huán)流量較弱時(shí)，反應(yīng)堆內(nèi)的局部自然循環(huán)流動(dòng)效應(yīng)明顯。反過來說，當(dāng)主回路自然循環(huán)流量較強(qiáng)時(shí)，反應(yīng)堆內(nèi)的局部自然循環(huán)會受到抑制，如果主回路自然循環(huán)能力很強(qiáng)，流經(jīng)上封頭的流量可能很少，由于壓力下降，上封頭由于得不到足夠冷卻而在上封頭內(nèi)部形成汽腔，不利于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的降壓。國內(nèi)其他研究人員也有類似的結(jié)論。

2.4 討論

以上分析主要針對分散布置壓水堆核電廠，對于此類電廠，首先，由于T-PRS循環(huán)與蒸汽發(fā)生器內(nèi)部自然循環(huán)同時(shí)存在，而蒸汽發(fā)生器內(nèi)部結(jié)構(gòu)復(fù)雜，熱工水力現(xiàn)象劇烈，不利于系統(tǒng)的穩(wěn)定運(yùn)行。因此就系統(tǒng)運(yùn)行的穩(wěn)定性而言，對于采用飽和式蒸汽發(fā)生器的反應(yīng)堆來說，一次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)比二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)具有較好的穩(wěn)定性。

其次，S-PRS一般設(shè)置一列，T-PRS一般設(shè)置為多列。就系統(tǒng)繁簡和設(shè)備誤動(dòng)作而言，采用S-PRS具有一定的優(yōu)勢；但由于S-PRS直接與一回路系統(tǒng)相連，也增加了一回路破口的可能性。

3 結(jié)論

本文分析了AP1000核電廠全廠斷電事故后采用S-PRS和T-PRS帶熱對整個(gè)系統(tǒng)的響應(yīng)過程，通過比較認(rèn)為，對于采用飽和蒸汽發(fā)生器的分散布置核電廠而言，采用S-PRS能在事故工況下更好的導(dǎo)出堆芯余熱，保護(hù)堆芯的安全。

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[責(zé)任編輯：田吉捷]