二次側非能動余熱排出系統設計及驗證分析

陳 薇，張亞男，曹夏昕，閻昌琪，張往鎖

(1.哈爾濱工程大學核科學與技術學院，黑龍江 哈爾濱 150001；2.國家核電技術有限公司，北京 100029；3.中國核電工程有限公司，北京 100840)

反應堆事故停堆后，堆芯剩余功率仍十分可觀；傳統核電站采用能動的余熱排出系統帶走這部分熱量，然而一旦發生全廠斷電事故，正常電源和可靠電源全部喪失，余熱排出系統無法投入工作，堆芯面臨熔毀的危險。為提高反應堆固有安全性，降低堆芯熔毀概率，從20世紀80年代開始，世界各國對非能動余熱排出系統（PRHRS）進行了廣泛的研究。PRHRS利用重位差驅動工作，通過在回路中建立自然循環的方式導出反應堆剩余功率。其結構簡單，減少或取消了能動部件，不必依賴運行人員的動作及外部能源的供給就能完成相應的安全功能，是提高核電站安全性、經濟性的重要方式之一。因此，在反應堆的開發中，非常強調PRHRS的設計及應用[1-4]。

本文在成熟壓水堆技術基礎上，對反應堆二回路系統進行部分改造，提出基于蒸汽發生器二次側的PRHRS，并用RELAP5/MOD3.2程序分析全廠斷電事故下PRHRS的運行特性。

1 PRHRS設計方案

PRHRS設計方案如圖1所示。該方案采用二次側冷卻方法，以高位水箱為最終熱阱，通過在回路中建立自然循環的方式將事故后反應堆剩余熱量導出。余熱排出系統由蒸汽發生器二次側、換熱器及相應的管道、閥門組成，換熱器浸沒在高位水箱內，連接蒸汽發生器上封頭和主給水管入口。回路中設置1個截止閥V1、1個電動控制閥V2和1個逆止閥V3；V1設置在熱管段即蒸汽管道上，V2、V3設置在冷管段即冷凝水回流管道上，設置逆止閥V3的目的是防止出現給水倒流現象。反應堆正常運行時，閥門V1常開，余熱排出回路冷、熱管段上方相互連通，壓力環境相同，閥門V2封閉，余熱排出回路與蒸汽發生器二次側隔離。余熱排出回路內冷、熱管段流體密度差較大，回路內形成了較大的重位蓄壓；一旦發生全廠斷電事故，電動控制閥V2失效打開，在冷、熱管段流體重位壓差和冷凝抽吸力的共同驅動下，余熱排出回路內很快建立起循環流動，帶走蒸汽發生器二次側熱量，間接地將堆內余熱導入高位水箱中。

PRHRS設計在蒸汽發生器二次側，與一次側PRHRS相比具有明顯的優點：二次側余熱排出系統熱管段工質為飽和蒸汽，冷管段工質為凝結水，冷、熱管段流體密度差較大，在余熱排出系統設計高度一定的情況下，系統自然循環流量更大；余熱排出換熱器換熱管內側為凝結換熱，外側為沸騰換熱，相比單相對流換熱而言，換熱系數更大，換熱效率更高，有利于節省換熱器布置空間及換熱管材；從安全角度看，二次側PRHRS工作壓力更低，經濟性、安全性更好。

2 系統參數及計算模型

以大亞灣核電站反應堆主冷卻劑系統為載體，用RELAP5/MOD3.2程序分析在全廠發生斷電事故時，PRHRS能否有效導出堆芯剩余釋熱。參照反應堆三環路布置方式，在每臺蒸汽發生器二次側均設置1個余熱排出回路，1個高位水箱作為最終熱阱，RELAP5程序計算節點如圖2所示。

主冷卻劑系統與PRHRS主要設計參數如表1、表2所示，其中高位水箱容積的選取參考了AP1000換料水箱設計值。

3 計算結果及分析

表1 主冷卻劑系統及蒸汽發生器主要參數[5]Table 1 Principal parameters of primary system and steam generator

表2 PRHRS換熱器主要設計參數Table 2 Principal parameters of heat exchanger for PRHRS

調節系統穩態運行工況，使反應堆主要運行參數與分析全廠斷電事故選用的參數假設值基本相同。反應堆穩態運行200 s時引入全廠斷電事故，計算得到的事故序列如表3所示。事故發生后，主泵惰轉，主給水喪失，汽輪機脫扣，反應堆主冷卻劑泵低-低轉速觸發緊急停堆信號[6]，控制棒組件接收到停堆信號延遲一段時間后開始下落，促使反應堆安全停堆。事故發生10 s內反應堆功率比及燃料元件熱流密度比變化曲線如圖3所示。這段時間內反應堆剩余功率較大，且由于蓄熱作用燃料元件熱流密度降低更為緩慢，在此期間監測臨界熱流密度，比較得出燃料元件熱流密度均低于臨界熱流密度，因此，堆芯安全。主泵惰轉，主回路冷卻劑流量瞬間減少，堆內熱量無法被有效帶出，導致冷卻劑平均溫度及一回路壓力瞬間升高，事故發生后約6 s穩壓器安全閥觸發打開，限制了一回路壓力和冷卻劑平均溫度的進一步上升，冷卻劑平均溫度及壓力變化曲線分別如圖4、圖5所示。

余熱排出回路冷凝液變化曲線如圖6所示。事故發生后60 s，電動控制閥V2失效打開，余熱排出系統投入運行，反應堆穩態運行時，余熱排出回路左右兩側流體重位蓄壓較大，閥門一旦打開，系統內瞬間形成了較大循環流量，并在瞬間達到峰值。冷管段冷卻水進入蒸汽發生器對其冷卻，產生的蒸汽進入換熱器重新被凝結成液體，余熱排出回路冷管段工質凝結水和熱管段工質蒸汽之間始終保持較大的重位壓差，在重位壓差及換熱器冷凝抽吸作用下，系統內形成穩定自然循環，帶走蒸汽發生器二次側熱量，導致一回路冷卻劑壓力及平均溫度不斷降低。隨著余熱排出回路冷管段水位回落，自然循環流量快速下降，余熱排出換熱器穩定運行后，自然循環流量隨高位水箱水位回落而緩慢降低。蒸汽發生器二次側水位變化曲線如圖7所示。反應堆穩態運行期間，蒸汽發生器環形下降空間為飽和水，水位穩定地維持在13.1 m，上升空間內為汽、水混合物，有效水位約為6 m；事故發生后，主給水喪失，流動阻力壓降損失，下降及上升空間連通，二次側水位瞬間下降至10.6 m左右。余熱排出系統投入運行后，蒸汽發生器二次側水位直至2000 s左右基本維持不變，2000 s后，隨著反應堆功率下降，水位逐漸上升，蒸汽發生器二次側水位始終位于U形傳熱管之上，避免了傳熱管裸露、傳熱惡化現象的發生。

表3 全廠斷電事件的時間序列Table 3 Time sequence of station blackout

本方案采用高位水箱為最終熱阱，事故發生后反應堆剩余功率被源源不斷地導入高位水箱中，高位水箱水位變化曲線如圖8所示。高位水箱內冷卻水不斷吸熱并最終沸騰，水位不斷降低。事故發生之初，高位水箱冷卻水容量較大，溫度較低，換熱器換熱能力較強，自然循環流量也較大；隨著冷卻水位的降低，換熱管部分裸露，換熱器換熱能力下降，系統自然循環流量也逐漸減小；事故發生后3500 s左右，水位下降約0.16 m，仍具有很強的吸收堆芯衰變熱能力。

事故初期，不需人為干預，僅依靠二次側PRHRS，即可帶走堆芯余熱，保證反應堆安全；事故后期，可采用向高位水箱內補水的方法保證堆芯熱量持續導出。PRHRS一旦投入運行，即可通過自然循環的方式帶走蒸汽發生器二次側熱量，間接地導出堆內余熱，在一段時間內保證反應堆安全，計算結果表明PRHRS設計合理、有效。

4 敏感性分析

本文對一些有可能影響PRHRS運行特性的因素進行了敏感性研究，包括換熱器距給水管入口高度、余熱排出系統投入運行時間、換熱器換熱面積。

4.1 換熱器距給水管位置高度影響

換熱器距給水管高度增加20%，由原來的2.451 m增加到2.951 m，PRHRS運行特性曲線如圖9所示。換熱器距給水管高度越高，余熱排出回路左右兩側流體重位壓差越大，相應的系統自然循環流量越大，冷卻劑降溫速率及一回路降壓速率也越快。但主系統降溫降壓速率并不是越快越好，設計中要充分考慮系統熱應力效應，防止反應堆系統出現熱應力損傷，并避免事故初期，冷卻劑降溫速率過快，引入冷水事故，使反應堆重返臨界。

4.2 PRHRS投入時間影響

PRHRS投入時間由原來相對較保守的事故發生后60 s投入，提前到事故發生后20 s投入，PRHRS運行特性曲線如圖10所示。由圖10可看出，系統自然循環流量的大小與系統投入時間早晚并無必然聯系，兩種工況下系統自然循環流量變化趨勢基本相同；但系統投入越早，蒸汽發生器二次側水位越高，越有利于蒸汽發生器二次側換熱，可避免發生傳熱管裸露，傳熱惡化現象，因此事故發生后，應盡早投入PRHRS。

4.3 換熱器換熱面積影響

換熱器換熱面積主要影響換熱器效率，即PRHRS導出堆芯衰變熱的能力，在原來設計參數基礎上，將換熱器換熱管數量減少為原來的1/2，兩種設計參數下，系統運行特性對比曲線如圖11所示。換熱面積減小，余熱排出換熱器導熱能力降低，換熱器出口流體溫度越高，從而減少了余熱排出系統自然循環驅動壓頭，冷卻劑平均溫度由初始每小時下降27 ℃，減少到每小時下降16 ℃。

5 結論

設計了一種基于蒸汽發生器二次側的PRHRS，并用RELAP5/MOD3.2程序分析了在全廠斷電事故時，PRHRS的運行特性。

1）事故發生后，PRHRS內可快速建立起自然循環，將蒸汽發生器二次側熱量導入高位水箱中，間接地帶走堆芯余熱，在一段時間內保證反應堆安全。

2）換熱器距給水管高度越高，系統內自然循環流量越大，主冷卻劑系統降溫、降壓速率也越快。

3）余熱排出系統投入時間越早，蒸汽發生器二次側水位越高，越有利于蒸汽發生器U形管一、二次側之間的換熱。

4）換熱器換熱面積越小，系統自然循環流量越小，冷卻劑平均溫度下降速度越慢。

[1]臧明昌.第三代核電和西屋公司AP1000評述[J].核科學與工程，2005，25(2)：106-115.（ZANG Mingchang.Current status of generation 3 nuclear power and assessment of AP1000 developed by Westinghouse[J].Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2005，25(2)：106-115.）

[2]CHUNG Y J, KIM H C, CHUNG B D, et al.Two phase natural circulation and the heat transfer in the passive residual heat removal system of an integral type reactor[J].Annals of Nuclear Energy, 2006，33(3)：262-270.

[3]陳炳德，宗桂芳，李長林.AC600非能動安全系統首期實驗研究[J].核動力工程，2000，21(1)：63-67.（CHEN Bing-de, ZHONG Gui-fang, LI Chang-ling.Preliminary experimental researches on passive safety systems of AC600[J].Nuclear Power Engineering, 2000，21(1)：63-67.）

[4]徐釗,吳莘馨.200MW低溫核供熱堆PRHRS動態分析[J].核動力工程，2008，29(2)：61-65.（XU Zhao,WU Xin-xin.Transient analysie of residual heat removal system used in 200 MW low temperatur heating reactor[J].Nuclear Power Engineering,2008，29(2)：61-65.）

[5]濮繼龍.大亞灣核電站運行教程（上）[M].北京：原子能出版社，1999：235.（PU JI-long.Daya Bay NPP Operation Course (First Half) [M].Beijing:Atomic Energy Press, 1999:235.）

[6]廣東核電培訓中心.900 MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京：原子能出版社，2007.（Guangdong Nuclear Power Training Center.System and Equipment for 900MW PWR NPP [M].Beijing:Atomic Energy Press, 2007.）