AP1000非能動余熱排出系統瞬態工況分析

王甲強，魏光軍

（山東核電有限公司，山東 煙臺 265116）

AP1000非能動余熱排出系統瞬態工況分析

王甲強，魏光軍

（山東核電有限公司，山東 煙臺 265116）

非能動余熱排出系統（PRHR）作為AP1000非LOCA情況下帶走堆芯熱量的安全手段，其設備可靠性對電廠安全和經濟性極為重要，文章主要介紹PRHR結構上的薄弱部分和在整個壽期的瞬態發生頻度，分析了溫度瞬態、流量瞬態等情況，為電廠的運行、維修和役檢提供參考。

非能動余熱排出系統；瞬態；運行；維修；役檢

AP1000以非能動系統取代以往壓水堆核電廠能動設計。應急堆芯余熱排出系統（PRHR）是非能動堆芯冷卻系統（PXS）的組成部分之一。非能動余熱排出系統PRHR負責在瞬態、事故或任何正常熱量排出方式喪失時提供堆芯衰變熱排出。該熱量排出功能適用于包括停堆工況在內的反應堆冷卻系統的各種工況。

非LOCA事件，通過蒸汽發生器排出堆芯衰變熱的能喪失時，PRHR自動動作以提供冷卻，并防止水通過穩壓器安全閥釋放，換熱器將熱量傳至安全殼內換料水箱IRWST后，加熱水箱內的水，隨后水沸騰蒸發，被安全殼冷凝，并依靠重力向下進入收集槽返回IRWST。PRHR能夠在36 h內將反應堆冷卻劑降至216 ℃的安全停堆狀態，為啟動正常余熱導出系統提供了條件。在SGTR事件中，PRHR排出堆芯衰變熱并降低

RCS壓力和溫度，平衡蒸汽發生器壓力，并最終終結破口流量,使SG不發生滿溢。

1 非能動余熱排出系統

1.1 系統布置

系統的主要設備有非能動余熱導出熱交換器和相應的管道、閥門、儀表。非能動余熱導出熱交換器布置在IRWST內，換料水箱作為PRHR HX的熱阱。

熱交換器由一組C形傳熱管組成，傳熱管的兩頭分別連接在管板的頂部（入口）和底部（出口）。PRHR HX入口管線從冷卻劑回路熱管段的頂部引出（通過第四級自動卸壓管線的一條），并經過一個最高點連接到熱交換器管道入口部分，出口與SG冷腔室相連（反應堆冷卻劑泵吸入口）。PRHR HX在設計上具有足夠的導熱能力，在發生喪失主給水或主給水管線破裂的情況下，與SG內可用的水裝量共同作用，為RCS提供足夠的冷卻，冷卻劑通過穩壓器安全閥向外泄漏。PRHR HX的流量、出入口管線水溫都有指示和報警。若需要，操縱員可以根據技術規格書要求或者按照應急響應規程控制PRHR HX的運行。

PRHR HX入口管線的電動閥是常開的，出口管線上有兩個并列的常關氣動閥，在喪失空氣壓力或有控制信號動作時打開。這種布置可以保證其在主回路壓力下充滿冷卻水，且熱交換器內水溫與IRWST內水溫相同，這樣可以確保在核電廠運行期間熱力驅動頭的建立和保持。

熱交換器高出反應堆冷卻劑回路，以便在主泵不可用時通過熱交換器建立自然循環流動。PRHR HX管道的布置允許其在主泵運行時使用。當Ⅰ環路主泵運行時，在熱交換器中產生與自然循環流動方向相同的強迫流動。如果泵在運行隨后停止，自然循環仍能繼續提供驅動壓頭。

1.2 換熱器結構及薄弱環節分析

PRHR HX結構簡材料為因科鎳690制造，共有689根，允許約有8%（55根）的堵管率。PRHR HX位于IRWST中，C形管淹沒在IRWST液面以下。PRHR HX是A級設備，滿足抗震Ⅰ類要求。

進出口管與上下封頭的進出口接管焊接連接，傳熱管與管板的連接采用全深度液壓脹并在一次側焊接和二次側機械脹的方法，上下封頭與管板為焊接連接，人孔為法蘭密封。出口管與蒸汽發生器下封頭為焊接連接，進口管與ADS四級共用接管，并進行焊接連接。由此可見，傳熱管與管板連接處存在泄漏風險，出口管與SG接管焊接處、進出口管與上下封頭的焊接連接處都屬于薄弱環節。技術規格書對PRHR HX泄漏的限值為1.89 m3/d。

在制造過程中，對于傳熱管和管板的焊縫要進行目視、液體滲透監測、氦氣檢漏、渦流100%檢測。其余焊縫進行目視、液體滲透、渦流檢測、射線檢測多種方式進行檢查和驗收。另外還要制作相應的焊接見證件來進行有損檢測，來保證焊縫的質量。

2 PRHR瞬態分析

在設備瞬態分析中，定義瞬態時，僅考慮60年壽期可能發生的事件，其設計瞬態指溫度、壓力流量與時間的關系。由于PRHR與RCS系統相連，因此其壓力瞬態與RCS的壓力瞬態一致，此處不再加以介紹。

瞬態工況包括正常、異常、事故、故障以及試驗這些電廠狀態。PXS系統試驗包含在正常工況中。PXS閥門的意外打開和PXS系統管線/設備的泄漏包括在異常工況中。

由于PRHR HX正常是暴露在RCS系統壓力下的，因此，要承受RCS壓力在整個不同的RCS瞬態下的壓力變化。對于非PXS觸發情況，設備僅經受RCS壓力瞬態。

PXS設備初始條件可以在有限的范圍變化。每個設計瞬態的初始條件選擇都使瞬態嚴重性最大化。

2.1 前提條件

功率運行、加熱、冷卻工況下，非能動余熱換熱器（PRHR HX）是維持在RCS壓力下的。因此PRHR HX承受所有的壓力瞬態。ADS是否觸發，HX瞬態情況也會有所不同。對于ADS沒有觸發，PRHR運行時間有限，此期間IRWST經歷有限的加熱，安全殼工況維持正常。當HX隔離后，HX管線中流量停止，SG管嘴中的水溫由于來自SG的熱浸泡而升高。對于ADS觸發工況，

HX會隨著RCS降壓，經過長時間，最終會與RCS/安全殼的工況平衡。無論哪種瞬態，都有以下的假設。

1）假設當PRHR觸發后，入口溫度會逐步升高到RCS熱腿溫度。異常和事故工況下，初始溫度在21～49 ℃。核電廠故障狀態下，為10～49 ℃。假設PRHR HX入口管的水溫與熱腿溫度相同。

2）假設PRHR HX觸發后，入口溫度跟隨熱腿溫度。

3）出口溫度快速上升到PRHR HX能產生的溫度，該溫度在自然循環情況下約為95 ℃，主泵運行時為149 ℃。

注意：如果主泵在運行，RCS冷卻會根據Tcold信號引起安注。該信號觸發CMT，并停運主泵。最終出口溫度會從10 ℃到149 ℃再到95 ℃的階躍變化。在149 ℃下的時間約為1 min。

對于PRHR 觸發而ADS沒有觸發時，PRHR在30 min內隔離，并回到正常備用狀態。PRHR HX很快與IRWST達到平衡。對于PRHR運行較長時間的，IRWST會被加熱，此時RNS用來慢慢冷卻IRWST，此時假設HX會隨著IRWST冷卻。

2.2 瞬態工況討論

西屋公司對PRHR在各種瞬態工況下PRHR運行情況進行了計算分析。以下按正常、異常、事故、電廠故障4種工況，介紹各種瞬態的發生次數、初始條件，溫度、流量隨時間變化。

文中提到的入口管溫度為從RCS一環路熱腿到PRHR HX的入口管間的流體溫度。PRHR HX的溫度為PRHR HX入口至出口控制閥V109間的管線間的流體溫度。出口管線流體溫度為HX出口控制閥V109至SG 1下腔室之間管線溫度。

2.2.1 正常工況下的設備瞬態

正常工況（normal condition）指除了異常、應急、故障工況之外，系統啟動、設計功率范圍內的運行、熱備用和系統停運。試驗壓力不大于設備設計壓力的試驗作為正常工況下的瞬態。

1）PRHR HX監督試驗（見圖1）

本實驗設計上每10年在核電廠冷停堆時試驗一次，整個壽期的試驗次數為10次。實驗時RCS溫度大于176 ℃，RCS壓力維持在10.34 MPa，IRWST溫度為10 ℃。

通過打開出口隔離閥來試驗換熱器性能。由于HX所在回路的主泵在運行，因此PRHR在強迫流動下運行。假設初始溫度10 ℃，然后經歷182 ℃的水進入入口封頭。試驗持續至HX達到穩定狀態，參數測量完畢。保守估計約15 min。

圖1 PRHR HX監督試驗Fig.1 Surveillance test for PRHR HX

計算結果如圖1所示，閥門打開后即建立穩定流量，流過流量為340 kg/s，入口管線溫度從初始的182 ℃最終下降到113 ℃，即最終將RCS降溫到69 ℃。換熱器溫度從初始10 ℃迅速被加熱到135 ℃，在將熱量傳遞給IRWST的過程中，溫度下降至實驗結束時的91 ℃。出口管流體溫度從無流量時的182 ℃迅速降至有流量時的10 ℃，這是因為流量將換熱器中原有的冷水排至出口管造成的，隨后逐漸上升至HX相同的溫度，后面所有的瞬態中都存在這個現象。實驗結束后，出口管流體溫度又被加熱至RCS溫度。整個過程中換熱器中為穩定的強迫循環流動。

2） PHHR HX啟動功能性試驗（見圖2）

在電廠啟動時，需進行PRHR HX熱導出性能試驗。該試驗在電廠壽期內預計發生5次。試驗前，保持主泵運行穩定，熱腿和冷腿溫度不小于288 ℃，RCS壓力在15.17 MPa，安全殼溫度穩定，IRWST液位在正常范圍內，計算選擇為10 ℃。通過打開PRHR出口閥，觸發所有主泵停運后，PRHR運行，直至熱腿溫度不大于204 ℃終止試驗。

計算結果如圖2所示，初始溫度入口管為292 ℃，換熱器為10 ℃。試驗過程中，入口溫度從最初292℃逐步下降至199 ℃。在61 s建立流量后，PRHR HX溫度從10 ℃迅速升至164 ℃，后緩慢上升，隨后逐漸下降至148℃。出口管流體溫

度由開始的RCS溫度292 ℃流量建立后迅速下降至10 ℃，然后逐步與換熱器溫度一致，試驗結束后，出口管流體被加熱至RCS溫度199 ℃。由此可見，該試驗在試驗開始的1 min和結束時對設備造成的溫度瞬態最大。

圖2 PHHR HX啟動功能性試驗Fig.2 Startup functional test for PRHR HX

2.2.2 異常工況下的設備瞬態

異常工況（upset condition）指偏離正常工況的在設計壽期內預期會經常發生，對設備的運行性無損害的工況。包括由單一操縱員錯誤或者控制故障導致的瞬態。這些瞬態不會導致強制大修和任何機械損壞。

1）滿功率停堆且S信號觸發PRHR（見圖3）

該事件預計在整個堆芯壽期內發生20次，假設初始功率為102%滿功率時，RCS熱腿溫度為322 ℃，冷腿溫度為279 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖3 滿功率停堆且S信號觸發PRHRFig.3 Reactor trip at full power and actuation of PRHR by S signal

反應堆停堆，S信號觸發導致PRHR HX觸發，延時約30 s后，主泵停運，主泵惰轉結束后，PRHR HX為自然循環。

計算結果如圖3所示，瞬態過程中，在第16 s時，PRHR出現流量294 kg/s，22 s時流量達到最大，113 s時開始下降，150 s時降至91 kg/s，30 min后流量終止。入口溫度由于PRHR熱導出作用而逐漸下降。流量建立后，HX溫度從初始21 ℃迅速上升至192 ℃，隨后逐漸下降。出口管流體溫度開始279 ℃略微上升后，由于流量帶出初始積存在HX中的冷卻劑而導致快速下降至21 ℃，隨后與HX溫度一致。

其他異常瞬態如PRHR誤觸發和控制棒落棒伴隨停堆和S信號觸發該瞬態分析結果類似。

2）給水流量過大（見圖4）

該事件在整個核電廠壽期發生30次，屬于所有瞬態中發生頻率最高的一個事件。初始狀態為熱態零功率，RCS溫度為292 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖4 給水流量過大Fig.4 Excess feedwater flow

由于給水流量過大，造成一回路過冷，RCS溫度下降，在53 s左右，冷腿溫度低至263 ℃觸發CMT，PRHR動作。整個過程與前面滿功率時停堆觸發S信號類似，溫度瞬態沒有滿功率跳堆時變化劇烈。

3）RCS意外降壓（見圖5）

該事件在整個壽期中預計發生20次。事件后果包括一個穩壓器安全閥打開和小LOCA事件。瞬態發生前，RCS溫度為292 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖5 RCS意外降壓Fig.5 RCS inadvertent depressurization

瞬態發生后，CMT觸發，PRHR逐漸建立自然循環流量，但由于RCS壓力下降帶走了堆芯的熱量，使得自然循環的能力間歇性下降。入口溫度隨著冷卻劑的降溫逐步下降。由于自然循環流量較低，換熱器的溫度也較低，最高時達到106 ℃。但由于流量時斷時續，造成換熱器溫度不斷上下波動。

4）失去交流電源，自然循環（見圖6）

當失去廠外電源時，同時無場內交流電源，此時核電廠依賴自然循環冷卻。預計該事件在整個壽期發生次數為10次。瞬態發生前為滿功率運行，冷卻劑溫度為323 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖6 失去交流電源，自然循環Fig.6 Loss of AC power, and natural circulation

該瞬態假設失去所有交流電源后，失去SG給水。在啟動給水啟動前或PRHR啟動前，依靠SG大氣釋放閥或安全閥已經使電廠系統處于穩定狀態。在1 918 s時，PRHR觸發。HX溫度由21℃被加熱至最高132 ℃后逐步穩定。溫度波動較大的地方為出口管線流量初始建立時，由于初始存在于換熱器中的冷水被帶到出口管，造成RCS溫度299 ℃迅速降至21 ℃。

2.2.3 應急工況下的設備瞬態

應急工況（emergency condition）指偏離正常工況，要求停堆來糾正或者修理損壞的系統。

蒸汽管線小破口在整個壽期中發生5次，瞬態發生初始條件為熱態零功率，RCS溫度為292 ℃，IRWST溫度為10 ℃。

瞬態結果如圖7所示，在約30 min時，PRHR出現流量，但流量很小，使得HX溫度變化較小，溫度最高升至44 ℃。出口管流體溫度由241 ℃迅速降到10 ℃，隨后緩慢回升至44 ℃，最終隨著流量的穩定，溫度波動變小。

圖7 蒸汽管線小破口Fig.7 Small break of steam line

2.2.4 核電廠故障工況下的瞬態

故障工況是指極端低概率假想事故的組合，其后果是核能系統的完整性和可運行性受到損害，從而需要考慮公眾健康和安全。這種考慮要求遵守管理當局要求的安全準則。

1）蒸汽管線大破口（見圖8）

該事故設計上只在壽期內發生1次。發生大蒸汽管線破口時，反應堆處于熱態零功率，RCS溫度為292 ℃，IRWST為10 ℃。

事故發生后，在11 s時PRHR出現流量，在18 s時達到最大，隨后逐漸減小。換熱器溫度在流量產生后逐漸升高，在29 s時達到最高148 ℃，隨后逐步隨流量減小降低。出口管線溫度在流量建立后，從初始的292 ℃迅速降到10 ℃，低溫下保持短暫的9 s

后，隨后與換熱器流體溫度一致。

圖8 蒸汽管線大破口Fig.8 Large break of steam line

由于PRHR與RCS相連，因此其壓力瞬態與RCS系統壓力瞬態一致。

2）給水管線大破口（見圖9）

該事故在整個壽期內發生1次。事故發生時堆芯處于滿功率，IRWST水溫為10 ℃。事故發生后，在37 s PRHR出現流量，整個瞬態的溫度和流量趨勢與蒸汽管線大破口類似，流量比蒸汽管線大破口時小，因此整個瞬態溫度變化較小。

圖9 給水管線大破口Fig.9 Large break of feed water line

3 結論

通過上述各種瞬態工況的計算結果可以得知以下結論:

1）上述分析中將PRHR HX的溫度作為一個均勻溫度點來進行分析，實際上由于PRHR HX本身具有相當高的尺寸，且與IRWST溫度一致，因此冷卻劑進入傳熱管后上下封頭、管板、傳熱管要經歷10～40 ℃上升至大于300 ℃的瞬態，在瞬態中還存在自然循環時斷時續的情況發生，PRHR HX的進出口管板與傳熱管連接處要承受大的熱應力。

2）溫度瞬態變化最大的是出口管線，由于出口管線初始無流量時為RCS冷腿溫度。當流量建立時，換熱器內原來積存的冷水被流量推至出口，造成出口管在幾秒鐘時間內承受IRWST溫度相同的低溫流體，溫差高達200 ℃以上，隨后又經歷高溫流體對管線的加熱，對設備造成極大熱沖擊，更加容易產生熱疲勞。

3）作為系統工程師和設備工程師應密切關注針對PRHR相關的預防性維修和在役檢測的結果，并進行趨勢性分析，及時發現異常現象，確保核電廠的安全運行。

4）由于焊縫處為薄弱環節，在制造過程中也進行了嚴格的檢測。在后續的預防性維修中應進行目視檢查、以及上下封頭與管板、管板與傳熱管、進出口接管的各焊縫連接進行除渦流檢測等在役檢查項目。

5）PRHR承受著內外15.4 MPa左右的壓差，在交替熱應力作用下，極易發生熱疲勞斷裂。因此如果PRHR觸發后，在恢復系統運行前應對換熱器按照制造驗收的檢查手段包括目視、液體滲透、渦流檢測、射線檢測、氦氣檢漏等方式進行全方位檢測。如有必要還應請設計院進行熱疲勞程度進行分析計算。

6）瞬態在整個堆芯60年壽期內允許發生的次數是有限的。PRHR的傳熱管是不可更換的，只能進行堵管。在機組調試過程中一回路水質、IRWST水質應嚴格滿足要求，避免PRHR傳熱管損壞、腐蝕現象發生。

7）PRHR HX安裝就位后，現場貯存應滿足設備的現場存儲要求，并形成記錄，作為設備維護的參考依據。

[1] 山東海陽核電廠一期工程1&2號機組PSAR，15章.（PSAR for Unit 1 & 2 of Shandong Haiyang NPP, Chapter 15.）

Analysis of Transients in Passive Residual Heat Removal System in AP1000

WANG Jia-qiang，WEI Guang-jun
（Shandong Nuclear Power Co.，Ltd.，Yantai of Shandong Prov. 265116，China）

In AP1000 design, the passive residual heat removal system (PRHR) is a safety system for removing core residual heat in non-LOCA accidents. Its reliability is very important to plant safety and economics. This paper focuses on the PRHR structure and temperature，flow transients and frequency in order to provide suggestion for plant operation, maintenance and in-service inspection.

passive residual heat removal system；transient；operation；maintenance；in-service inspection

TL38 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0036-06

TL38

A

1674-1617(2014)01-0036-06

2013-08-09

王甲強（1979—），男，山東聊城人，工程師，從事反應堆運行和系統技術工作。