非能動余熱排出技術

李原生

(中國艦船研究院，北京 100192)

非能動余熱排出技術

李原生

(中國艦船研究院，北京 100192)

闡述了非能動余熱排出系統及其應用現狀，對比分析了能動余熱排出系統與非能動余熱排出系統應用的制約因素，論述了核潛艇應用非能動余熱排出系統需要解決的關鍵技術。

反應堆;自然循環;非能動余熱排出系統

0 引言

2011年3月，日本東北部地區發生的地震及海嘯造成巨大損失，但與由此引發的福島核電站核泄漏事故造成的損失相比則是短期的、可評估的，而福島核電站核事故造成的經濟損失、環境影響及社會影響在短期內無法評估，影響是長期的。這次核事故與美國三哩島及蘇聯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、經濟、環保，但一旦發生核事故會威脅周圍居民的安全與健康，對周邊環境(土壤、大氣、水)造成核污染，且影響的范圍廣，持續時間長。為安全利用核能，避免核事故，人類在不斷總結經驗教訓，研究完善核安全法律法規和規范標準，并不斷研究和發展核安全技術。

1 能動和非能動余熱排出系統

反應堆在停堆后相當長一段時間內，由于剩余裂變和裂變產物衰變而產生余熱，不斷產生的余熱使堆芯溫度、壓力逐步升高;為保證反應堆的安全，必須及時可靠地排出反應堆的余熱，否則會發生堆芯熔化、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置余熱排出系統，用以停堆后將余熱導出，確保反應堆安全。

余熱排出系統分為能動余熱排出系統和非能動余熱排出系統2大類。二者的區別是能動余熱排出系統必須依靠外部電源，而非能動余熱排出系統不需要電源。

能動余熱排出系統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備，分別驅動主冷卻劑、蒸汽發生器二次側給水、冷卻水進行強迫循環，將堆芯余熱一級一級接力式導出，并送至最終熱阱。在斷電(含可靠電源喪失)的情況下，供電不能及時恢復時，主冷卻劑泵、余熱排出泵和冷卻水泵等余熱排出系統能動設備均不能工作，主冷卻劑、蒸汽發生器二次側給水、冷卻水不能循環，余熱排出系統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為地震造成外部電源喪失，海嘯又使應急用的柴油發電機組癱瘓，能動余熱排出系統無法將堆芯余熱排出，導致燃料組件燒毀，進而引起鋯－水反應和氫氣爆炸，大量強放射性物質排入環境等一系列嚴重后果。

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

非能動余熱排出系統的基本原理是自然循環，依靠回路中工質(氣體、液體或兩相流體)密度差和位差所形成的驅動力，克服回路中的流動阻力(壓降)使工質產生流動，形成循環，一般由一回路、二回路和冷卻水系統3個循環組成。每個回路或系統各自形成自然循環，將反應堆余熱導入最終熱阱。其工作流程是:一回路反應堆冷卻劑流經堆芯時溫度升高，流經蒸汽發生器被冷卻而溫度降低，從而產生密度差，形成自然循環能力，不斷進行堆芯冷卻和加熱蒸汽發生器二次側的凝水，使之產生蒸汽。蒸汽發生器二次側產生的蒸汽流經非能動余熱排出冷凝器，在管外冷卻水的冷卻下凝結成水，并形成與蒸汽發生器內凝水的水位差，加上蒸汽在管內凝結的二相流的重位壓頭之和，以克服蒸汽和凝水的流動阻力，使凝水回流蒸汽發生器，被一回路反應堆冷卻劑再次加熱到飽和蒸汽，進入非能動余熱排出冷凝器傳熱管內，完成二回路側汽水自然循環。非能動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生密度差，形成自然循環，將余熱送至最終熱阱，如圖1所示。

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

對余熱排出冷凝器蒸汽進行冷卻，除了水(海水或淡水)，還可采用空氣冷卻。

可以看出，非能動余熱排出系統不依賴電源等外部動力，相比能動余熱排出系統可以提高反應堆的安全性和可靠性。但缺點是換熱效率低，需要的換熱面積大。為建立自然循環，對冷卻水源位置、設備安裝位置及管路布置有嚴格的要求和設計計算。

2 能動和非能動余熱排出系統的應用現狀

能動余熱排出系統和非能動余熱排出系統均可用于需要余熱導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用現狀是不一樣的。

世界核電技術已發展至三代，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，不論其型式怎么變化，歸納起來有:能動余熱排出系統、非能動余熱排出系統和混合型余熱排出系統等3種。

能動余熱排出系統換熱面積小，換熱效率高，機動靈活。但需要依靠電源來驅動泵用于輸送冷卻劑等流體工質，使之循環，并最終將反應堆余熱導出。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余熱排出系統;為提高反應堆的安全性，采用多個電源備用和多種能源備用方式(如柴油發電機、蓄電池等)。能動余熱排出系統除了應用于陸上核電站外，也應用于軍事裝備，國外核潛艇的余熱排出系統一般都采用能動余熱排出系統。

非能動余熱排出系統是20世紀80年代發展起來的新技術，以經濟、簡單、可靠見長，應用于第三代核電站。其中以美國AP1000、瑞典 PIUS-600、韓國APR-1400為典型。我國引進的第三代核電站反應堆AP1000除了能動余熱排出系統外還設置了非能動堆芯余熱排出系統、非能動堆芯安全注水系統、非能動安全殼冷卻系統等，使得反應堆的固有安全性大大提高。非能動余熱排出系統已成為第三代核電反應堆的突出特點之一。

非能動余熱排出系統是否應用于核潛艇，國外尚未有相關報道。從相關資料可以認定，國外已開展核潛艇采用非能動余熱排出系統研究工作。

綜上所述，目前世界上正在商業運行的核電機組及軍用核潛艇采用的堆芯冷卻和余熱排出系統大多屬于能動系統，新一代核電站除設置能動余熱排出系統外，已開始應用非能動余熱排出系統。非能動余熱排出系統的應用，是對反應堆余熱排出功能的補充和完善，大大提高了反應堆的固有安全性。

非能動余熱排出系統與能動余熱排出系統功能相同，但目前第三代核電站將非能動余熱排出系統作為能動余熱排出系統的備用。非能動余熱排出系統能否完全替代能動余熱排出系統還需要試驗和探索。

非能動余熱排出系統與能動余熱排出系統的對比，如表1所示。

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3 核潛艇應用非能動余熱排出系統需要解決的關鍵技術

從現有的資料來看，非能動余熱排出系統在核潛艇的應用落后于陸上核電站。核潛艇工作的海洋環境，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勢。但受空間和船用環境條件的制約，核潛艇采用非能動余熱排出系統技術難度很大。需要解決兩大技術問題。

3.1 二回路和冷卻水系統自然循環的建立

由于非能動余熱排出系統的原理是自然循環，工質循環驅動力由系統工質的密度差和位差產生，因此驅動力必須大于工質流動阻力。

目前，國外核潛艇反應堆一回路都具備自然循環能力，二回路和冷卻水系統自然循環能否有效建立，決定了非能動余熱排出系統能否正常有效運轉。二回路和冷卻水系統建立自然循環除了冷熱工質的密度差，還有冷熱工質豎直位差，豎直位差越大，可以提高自然循環驅動壓頭，有利于自然循環的建立和提高自然循環穩態流量。對引進的AP1000仿真計算研究表明，蒸汽發生器與非能動余熱排出冷凝器豎直位差低至2.5 m時，自然循環流量迅速降低，導致反應堆一回路溫度、壓力明顯升高。為保證AP1000非能動余熱排出系統正常有效運轉，蒸汽發生器與非能動余熱排出冷凝器豎直位差有1個最小值，豎直位差必須等于或大于這個最小值。

同樣，對于核潛艇的非能動余熱排出系統，當管路系統的流阻確定時，二回路和冷卻水系統也存在豎直位差最小值，且實際豎直位差比最小值越大越好。而核潛艇的內部直徑是一定的，總體要求豎直位差越小越好。蒸汽發生器與非能動余熱排出冷凝器必須同時滿足總體要求和建立自然循環的要求，這2個要求是對立的。

3.2 非能動余熱排出系統的艇上布置

非能動余熱排出系統對艇總體的要求如下:

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

2)為降低管路系統的流阻，管路盡可能短和直線布置。

要滿足以上要求，蒸汽發生器與非能動余熱排出冷凝器的布置必然占用了艇內特定的空間，靠近縱向中心線附近位置，且優先布置管路。核潛艇內部空間有限，非能動余熱排出系統這樣的要求影響其他設備的布置。非能動余熱排出系統的安裝布置需要權衡利弊，認真研究。

4 結語

每一次核事故的發生，都促使核安全法規重新修訂，促進了核安全技術的發展。此次日本福島核電站事故必將促進核安全的發展與技術的進步，非能動余熱排出技術必將成為其中一個重要的技術而得到推廣和應用。

［1］王兆祥，劉國健，儲嘉康.船舶核動力裝置原理與設計［M］.北京:國防工業出版社.

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［4］林誠格.非能動安全先進核電廠 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，高級工程師，從事核潛艇研制管理工作。