非能動(dòng)余熱排出技術(shù)

李原生

(中國(guó)艦船研究院，北京 100192)

非能動(dòng)余熱排出技術(shù)

李原生

(中國(guó)艦船研究院，北京 100192)

闡述了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)及其應(yīng)用現(xiàn)狀，對(duì)比分析了能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)與非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)應(yīng)用的制約因素，論述了核潛艇應(yīng)用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)需要解決的關(guān)鍵技術(shù)。

反應(yīng)堆;自然循環(huán);非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)

0 引言

2011年3月，日本東北部地區(qū)發(fā)生的地震及海嘯造成巨大損失，但與由此引發(fā)的福島核電站核泄漏事故造成的損失相比則是短期的、可評(píng)估的，而福島核電站核事故造成的經(jīng)濟(jì)損失、環(huán)境影響及社會(huì)影響在短期內(nèi)無法評(píng)估，影響是長(zhǎng)期的。這次核事故與美國(guó)三哩島及蘇聯(lián)的切爾諾貝利核事故一再提醒人們，核能的利用是把雙刃劍。核能清潔、高效、經(jīng)濟(jì)、環(huán)保，但一旦發(fā)生核事故會(huì)威脅周圍居民的安全與健康，對(duì)周邊環(huán)境(土壤、大氣、水)造成核污染，且影響的范圍廣，持續(xù)時(shí)間長(zhǎng)。為安全利用核能，避免核事故，人類在不斷總結(jié)經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，研究完善核安全法律法規(guī)和規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)，并不斷研究和發(fā)展核安全技術(shù)。

1 能動(dòng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)

反應(yīng)堆在停堆后相當(dāng)長(zhǎng)一段時(shí)間內(nèi)，由于剩余裂變和裂變產(chǎn)物衰變而產(chǎn)生余熱，不斷產(chǎn)生的余熱使堆芯溫度、壓力逐步升高;為保證反應(yīng)堆的安全，必須及時(shí)可靠地排出反應(yīng)堆的余熱，否則會(huì)發(fā)生堆芯熔化、壓力邊界和安全殼破損等事故。所以核電站和核潛艇等均要設(shè)置余熱排出系統(tǒng)，用以停堆后將余熱導(dǎo)出，確保反應(yīng)堆安全。

余熱排出系統(tǒng)分為能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)2大類。二者的區(qū)別是能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)必須依靠外部電源，而非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)不需要電源。

能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)是在電源供給有保障的情況下，通過主冷卻劑泵、余熱排出泵和冷卻水泵等設(shè)備，分別驅(qū)動(dòng)主冷卻劑、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水、冷卻水進(jìn)行強(qiáng)迫循環(huán)，將堆芯余熱一級(jí)一級(jí)接力式導(dǎo)出，并送至最終熱阱。在斷電(含可靠電源喪失)的情況下，供電不能及時(shí)恢復(fù)時(shí)，主冷卻劑泵、余熱排出泵和冷卻水泵等余熱排出系統(tǒng)能動(dòng)設(shè)備均不能工作，主冷卻劑、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水、冷卻水不能循環(huán)，余熱排出系統(tǒng)就喪失排出堆芯余熱的功能。日本福島核電站核事故的原因就是因?yàn)榈卣鹪斐赏獠侩娫磫适В[又使應(yīng)急用的柴油發(fā)電機(jī)組癱瘓，能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)無法將堆芯余熱排出，導(dǎo)致燃料組件燒毀，進(jìn)而引起鋯－水反應(yīng)和氫氣爆炸，大量強(qiáng)放射性物質(zhì)排入環(huán)境等一系列嚴(yán)重后果。

在完全失電情況下為提高反應(yīng)堆的安全性，人類發(fā)明了不依賴電源的非能動(dòng)余熱排出技術(shù)。它可以在完全喪失電源的情況下排出反應(yīng)堆余熱，防止發(fā)生堆芯熔化及壓力邊界破壞等極端事故。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的基本原理是自然循環(huán)，依靠回路中工質(zhì)(氣體、液體或兩相流體)密度差和位差所形成的驅(qū)動(dòng)力，克服回路中的流動(dòng)阻力(壓降)使工質(zhì)產(chǎn)生流動(dòng)，形成循環(huán)，一般由一回路、二回路和冷卻水系統(tǒng)3個(gè)循環(huán)組成。每個(gè)回路或系統(tǒng)各自形成自然循環(huán)，將反應(yīng)堆余熱導(dǎo)入最終熱阱。其工作流程是:一回路反應(yīng)堆冷卻劑流經(jīng)堆芯時(shí)溫度升高，流經(jīng)蒸汽發(fā)生器被冷卻而溫度降低，從而產(chǎn)生密度差，形成自然循環(huán)能力，不斷進(jìn)行堆芯冷卻和加熱蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的凝水，使之產(chǎn)生蒸汽。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)產(chǎn)生的蒸汽流經(jīng)非能動(dòng)余熱排出冷凝器，在管外冷卻水的冷卻下凝結(jié)成水，并形成與蒸汽發(fā)生器內(nèi)凝水的水位差，加上蒸汽在管內(nèi)凝結(jié)的二相流的重位壓頭之和，以克服蒸汽和凝水的流動(dòng)阻力，使凝水回流蒸汽發(fā)生器，被一回路反應(yīng)堆冷卻劑再次加熱到飽和蒸汽，進(jìn)入非能動(dòng)余熱排出冷凝器傳熱管內(nèi)，完成二回路側(cè)汽水自然循環(huán)。非能動(dòng)余熱排出冷凝器殼程的冷卻水靠來自管程的二回路的蒸汽加熱后，密度變小，與殼程外的冷卻水產(chǎn)生密度差，形成自然循環(huán)，將余熱送至最終熱阱，如圖1所示。

圖1 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的工作示意圖Fig.1 General view of the passive afterheat discharge system

對(duì)余熱排出冷凝器蒸汽進(jìn)行冷卻，除了水(海水或淡水)，還可采用空氣冷卻。

可以看出，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)不依賴電源等外部動(dòng)力，相比能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)可以提高反應(yīng)堆的安全性和可靠性。但缺點(diǎn)是換熱效率低，需要的換熱面積大。為建立自然循環(huán)，對(duì)冷卻水源位置、設(shè)備安裝位置及管路布置有嚴(yán)格的要求和設(shè)計(jì)計(jì)算。

2 能動(dòng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的應(yīng)用現(xiàn)狀

能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)均可用于需要余熱導(dǎo)出的核電站和核潛艇等。但是受其他因素的制約，二者在核電站和核潛艇的應(yīng)用現(xiàn)狀是不一樣的。

世界核電技術(shù)已發(fā)展至三代，二代以后核電站多采用壓水堆型。為保障核安全，世界上壓水堆的余熱排出系統(tǒng)，不論其型式怎么變化，歸納起來有:能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和混合型余熱排出系統(tǒng)等3種。

能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)換熱面積小，換熱效率高，機(jī)動(dòng)靈活。但需要依靠電源來驅(qū)動(dòng)泵用于輸送冷卻劑等流體工質(zhì)，使之循環(huán)，并最終將反應(yīng)堆余熱導(dǎo)出。受電源可靠性影響，固有安全性差。二代以前核電站一般采用能動(dòng)余熱排出系統(tǒng);為提高反應(yīng)堆的安全性，采用多個(gè)電源備用和多種能源備用方式(如柴油發(fā)電機(jī)、蓄電池等)。能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)除了應(yīng)用于陸上核電站外，也應(yīng)用于軍事裝備，國(guó)外核潛艇的余熱排出系統(tǒng)一般都采用能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)是20世紀(jì)80年代發(fā)展起來的新技術(shù)，以經(jīng)濟(jì)、簡(jiǎn)單、可靠見長(zhǎng)，應(yīng)用于第三代核電站。其中以美國(guó)AP1000、瑞典 PIUS-600、韓國(guó)APR-1400為典型。我國(guó)引進(jìn)的第三代核電站反應(yīng)堆AP1000除了能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)外還設(shè)置了非能動(dòng)堆芯余熱排出系統(tǒng)、非能動(dòng)堆芯安全注水系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)等，使得反應(yīng)堆的固有安全性大大提高。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)已成為第三代核電反應(yīng)堆的突出特點(diǎn)之一。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)是否應(yīng)用于核潛艇，國(guó)外尚未有相關(guān)報(bào)道。從相關(guān)資料可以認(rèn)定，國(guó)外已開展核潛艇采用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)研究工作。

綜上所述，目前世界上正在商業(yè)運(yùn)行的核電機(jī)組及軍用核潛艇采用的堆芯冷卻和余熱排出系統(tǒng)大多屬于能動(dòng)系統(tǒng)，新一代核電站除設(shè)置能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)外，已開始應(yīng)用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的應(yīng)用，是對(duì)反應(yīng)堆余熱排出功能的補(bǔ)充和完善，大大提高了反應(yīng)堆的固有安全性。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)與能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)功能相同，但目前第三代核電站將非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)作為能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的備用。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)能否完全替代能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)還需要試驗(yàn)和探索。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)與能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的對(duì)比，如表1所示。

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3 核潛艇應(yīng)用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)需要解決的關(guān)鍵技術(shù)

從現(xiàn)有的資料來看，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)在核潛艇的應(yīng)用落后于陸上核電站。核潛艇工作的海洋環(huán)境，成為余熱排出最理想、最方便的熱阱，比陸上核電站具備天然的優(yōu)勢(shì)。但受空間和船用環(huán)境條件的制約，核潛艇采用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)技術(shù)難度很大。需要解決兩大技術(shù)問題。

3.1 二回路和冷卻水系統(tǒng)自然循環(huán)的建立

由于非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的原理是自然循環(huán)，工質(zhì)循環(huán)驅(qū)動(dòng)力由系統(tǒng)工質(zhì)的密度差和位差產(chǎn)生，因此驅(qū)動(dòng)力必須大于工質(zhì)流動(dòng)阻力。

目前，國(guó)外核潛艇反應(yīng)堆一回路都具備自然循環(huán)能力，二回路和冷卻水系統(tǒng)自然循環(huán)能否有效建立，決定了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)能否正常有效運(yùn)轉(zhuǎn)。二回路和冷卻水系統(tǒng)建立自然循環(huán)除了冷熱工質(zhì)的密度差，還有冷熱工質(zhì)豎直位差，豎直位差越大，可以提高自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)壓頭，有利于自然循環(huán)的建立和提高自然循環(huán)穩(wěn)態(tài)流量。對(duì)引進(jìn)的AP1000仿真計(jì)算研究表明，蒸汽發(fā)生器與非能動(dòng)余熱排出冷凝器豎直位差低至2.5 m時(shí)，自然循環(huán)流量迅速降低，導(dǎo)致反應(yīng)堆一回路溫度、壓力明顯升高。為保證AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)正常有效運(yùn)轉(zhuǎn)，蒸汽發(fā)生器與非能動(dòng)余熱排出冷凝器豎直位差有1個(gè)最小值，豎直位差必須等于或大于這個(gè)最小值。

同樣，對(duì)于核潛艇的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，當(dāng)管路系統(tǒng)的流阻確定時(shí)，二回路和冷卻水系統(tǒng)也存在豎直位差最小值，且實(shí)際豎直位差比最小值越大越好。而核潛艇的內(nèi)部直徑是一定的，總體要求豎直位差越小越好。蒸汽發(fā)生器與非能動(dòng)余熱排出冷凝器必須同時(shí)滿足總體要求和建立自然循環(huán)的要求，這2個(gè)要求是對(duì)立的。

3.2 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的艇上布置

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)對(duì)艇總體的要求如下:

1)為保證二回路和冷卻水系統(tǒng)形成自然循環(huán)需要的豎直位差，蒸汽發(fā)生器與非能動(dòng)余熱排出冷凝器安裝位置滿足必須的高度空間;

2)為降低管路系統(tǒng)的流阻，管路盡可能短和直線布置。

要滿足以上要求，蒸汽發(fā)生器與非能動(dòng)余熱排出冷凝器的布置必然占用了艇內(nèi)特定的空間，靠近縱向中心線附近位置，且優(yōu)先布置管路。核潛艇內(nèi)部空間有限，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)這樣的要求影響其他設(shè)備的布置。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的安裝布置需要權(quán)衡利弊，認(rèn)真研究。

4 結(jié)語

每一次核事故的發(fā)生，都促使核安全法規(guī)重新修訂，促進(jìn)了核安全技術(shù)的發(fā)展。此次日本福島核電站事故必將促進(jìn)核安全的發(fā)展與技術(shù)的進(jìn)步，非能動(dòng)余熱排出技術(shù)必將成為其中一個(gè)重要的技術(shù)而得到推廣和應(yīng)用。

［1］王兆祥，劉國(guó)健，儲(chǔ)嘉康.船舶核動(dòng)力裝置原理與設(shè)計(jì)［M］.北京:國(guó)防工業(yè)出版社.

［2］WAIIENER J P.壓降計(jì)算中用的磨擦系數(shù)［J］.原子能譯叢，1965，(6).

［3］格拉期登.原子核反應(yīng)堆工程原理［M］.和平，等譯.北京:科學(xué)出版社，1959.

［4］林誠(chéng)格.非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠 AP1000［M］.北京:原子能出版社，2008.

Application of passive afterheat discharge technical

LI Yuan-sheng
(China Ship Research and Development Academy，Beijing 100192，China)

The essay expatiate the advantages of the passive afterheat discharge system and its current applications.Then analyzed the differences of application bounding conditions of the passive afterheat discharge system and normal afterheat discharge system.In the conclusion the author gave out the key technical points that ought to be solved，if nuclear powered submarine want to use passive afterheat discharge system.

reactor;natural circulating;passive residual heat removal system

TL413+.31

A

1672－7649(2011)06－0160－03

10.3404/j.issn.1672－7649.2011.06.037

2010－05－06

李原生(1965－)，男，高級(jí)工程師，從事核潛艇研制管理工作。