二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析

陈 薇，张亚男，曹夏昕，阎昌琪，张往锁

(1.哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江 哈尔滨 150001；2.国家核电技术有限公司，北京 100029；3.中国核电工程有限公司，北京 100840)

反应堆事故停堆后，堆芯剩余功率仍十分可观；传统核电站采用能动的余热排出系统带走这部分热量，然而一旦发生全厂断电事故，正常电源和可靠电源全部丧失，余热排出系统无法投入工作，堆芯面临熔毁的危险。为提高反应堆固有安全性，降低堆芯熔毁概率，从20世纪80年代开始，世界各国对非能动余热排出系统（PRHRS）进行了广泛的研究。PRHRS利用重位差驱动工作，通过在回路中建立自然循环的方式导出反应堆剩余功率。其结构简单，减少或取消了能动部件，不必依赖运行人员的动作及外部能源的供给就能完成相应的安全功能，是提高核电站安全性、经济性的重要方式之一。因此，在反应堆的开发中，非常强调PRHRS的设计及应用[1-4]。

本文在成熟压水堆技术基础上，对反应堆二回路系统进行部分改造，提出基于蒸汽发生器二次侧的PRHRS，并用RELAP5/MOD3.2程序分析全厂断电事故下PRHRS的运行特性。

1 PRHRS设计方案

PRHRS设计方案如图1所示。该方案采用二次侧冷却方法，以高位水箱为最终热阱，通过在回路中建立自然循环的方式将事故后反应堆剩余热量导出。余热排出系统由蒸汽发生器二次侧、换热器及相应的管道、阀门组成，换热器浸没在高位水箱内，连接蒸汽发生器上封头和主给水管入口。回路中设置1个截止阀V1、1个电动控制阀V2和1个逆止阀V3；V1设置在热管段即蒸汽管道上，V2、V3设置在冷管段即冷凝水回流管道上，设置逆止阀V3的目的是防止出现给水倒流现象。反应堆正常运行时，阀门V1常开，余热排出回路冷、热管段上方相互连通，压力环境相同，阀门V2封闭，余热排出回路与蒸汽发生器二次侧隔离。余热排出回路内冷、热管段流体密度差较大，回路内形成了较大的重位蓄压；一旦发生全厂断电事故，电动控制阀V2失效打开，在冷、热管段流体重位压差和冷凝抽吸力的共同驱动下，余热排出回路内很快建立起循环流动，带走蒸汽发生器二次侧热量，间接地将堆内余热导入高位水箱中。

PRHRS设计在蒸汽发生器二次侧，与一次侧PRHRS相比具有明显的优点：二次侧余热排出系统热管段工质为饱和蒸汽，冷管段工质为凝结水，冷、热管段流体密度差较大，在余热排出系统设计高度一定的情况下，系统自然循环流量更大；余热排出换热器换热管内侧为凝结换热，外侧为沸腾换热，相比单相对流换热而言，换热系数更大，换热效率更高，有利于节省换热器布置空间及换热管材；从安全角度看，二次侧PRHRS工作压力更低，经济性、安全性更好。

2 系统参数及计算模型

以大亚湾核电站反应堆主冷却剂系统为载体，用RELAP5/MOD3.2程序分析在全厂发生断电事故时，PRHRS能否有效导出堆芯剩余释热。参照反应堆三环路布置方式，在每台蒸汽发生器二次侧均设置1个余热排出回路，1个高位水箱作为最终热阱，RELAP5程序计算节点如图2所示。

主冷却剂系统与PRHRS主要设计参数如表1、表2所示，其中高位水箱容积的选取参考了AP1000换料水箱设计值。

3 计算结果及分析

表1 主冷却剂系统及蒸汽发生器主要参数[5]Table 1 Principal parameters of primary system and steam generator

表2 PRHRS换热器主要设计参数Table 2 Principal parameters of heat exchanger for PRHRS

调节系统稳态运行工况，使反应堆主要运行参数与分析全厂断电事故选用的参数假设值基本相同。反应堆稳态运行200 s时引入全厂断电事故，计算得到的事故序列如表3所示。事故发生后，主泵惰转，主给水丧失，汽轮机脱扣，反应堆主冷却剂泵低-低转速触发紧急停堆信号[6]，控制棒组件接收到停堆信号延迟一段时间后开始下落，促使反应堆安全停堆。事故发生10 s内反应堆功率比及燃料元件热流密度比变化曲线如图3所示。这段时间内反应堆剩余功率较大，且由于蓄热作用燃料元件热流密度降低更为缓慢，在此期间监测临界热流密度，比较得出燃料元件热流密度均低于临界热流密度，因此，堆芯安全。主泵惰转，主回路冷却剂流量瞬间减少，堆内热量无法被有效带出，导致冷却剂平均温度及一回路压力瞬间升高，事故发生后约6 s稳压器安全阀触发打开，限制了一回路压力和冷却剂平均温度的进一步上升，冷却剂平均温度及压力变化曲线分别如图4、图5所示。

余热排出回路冷凝液变化曲线如图6所示。事故发生后60 s，电动控制阀V2失效打开，余热排出系统投入运行，反应堆稳态运行时，余热排出回路左右两侧流体重位蓄压较大，阀门一旦打开，系统内瞬间形成了较大循环流量，并在瞬间达到峰值。冷管段冷却水进入蒸汽发生器对其冷却，产生的蒸汽进入换热器重新被凝结成液体，余热排出回路冷管段工质凝结水和热管段工质蒸汽之间始终保持较大的重位压差，在重位压差及换热器冷凝抽吸作用下，系统内形成稳定自然循环，带走蒸汽发生器二次侧热量，导致一回路冷却剂压力及平均温度不断降低。随着余热排出回路冷管段水位回落，自然循环流量快速下降，余热排出换热器稳定运行后，自然循环流量随高位水箱水位回落而缓慢降低。蒸汽发生器二次侧水位变化曲线如图7所示。反应堆稳态运行期间，蒸汽发生器环形下降空间为饱和水，水位稳定地维持在13.1 m，上升空间内为汽、水混合物，有效水位约为6 m；事故发生后，主给水丧失，流动阻力压降损失，下降及上升空间连通，二次侧水位瞬间下降至10.6 m左右。余热排出系统投入运行后，蒸汽发生器二次侧水位直至2000 s左右基本维持不变，2000 s后，随着反应堆功率下降，水位逐渐上升，蒸汽发生器二次侧水位始终位于U形传热管之上，避免了传热管裸露、传热恶化现象的发生。

表3 全厂断电事件的时间序列Table 3 Time sequence of station blackout

本方案采用高位水箱为最终热阱，事故发生后反应堆剩余功率被源源不断地导入高位水箱中，高位水箱水位变化曲线如图8所示。高位水箱内冷却水不断吸热并最终沸腾，水位不断降低。事故发生之初，高位水箱冷却水容量较大，温度较低，换热器换热能力较强，自然循环流量也较大；随着冷却水位的降低，换热管部分裸露，换热器换热能力下降，系统自然循环流量也逐渐减小；事故发生后3500 s左右，水位下降约0.16 m，仍具有很强的吸收堆芯衰变热能力。

事故初期，不需人为干预，仅依靠二次侧PRHRS，即可带走堆芯余热，保证反应堆安全；事故后期，可采用向高位水箱内补水的方法保证堆芯热量持续导出。PRHRS一旦投入运行，即可通过自然循环的方式带走蒸汽发生器二次侧热量，间接地导出堆内余热，在一段时间内保证反应堆安全，计算结果表明PRHRS设计合理、有效。

4 敏感性分析

本文对一些有可能影响PRHRS运行特性的因素进行了敏感性研究，包括换热器距给水管入口高度、余热排出系统投入运行时间、换热器换热面积。

4.1 换热器距给水管位置高度影响

换热器距给水管高度增加20%，由原来的2.451 m增加到2.951 m，PRHRS运行特性曲线如图9所示。换热器距给水管高度越高，余热排出回路左右两侧流体重位压差越大，相应的系统自然循环流量越大，冷却剂降温速率及一回路降压速率也越快。但主系统降温降压速率并不是越快越好，设计中要充分考虑系统热应力效应，防止反应堆系统出现热应力损伤，并避免事故初期，冷却剂降温速率过快，引入冷水事故，使反应堆重返临界。

4.2 PRHRS投入时间影响

PRHRS投入时间由原来相对较保守的事故发生后60 s投入，提前到事故发生后20 s投入，PRHRS运行特性曲线如图10所示。由图10可看出，系统自然循环流量的大小与系统投入时间早晚并无必然联系，两种工况下系统自然循环流量变化趋势基本相同；但系统投入越早，蒸汽发生器二次侧水位越高，越有利于蒸汽发生器二次侧换热，可避免发生传热管裸露，传热恶化现象，因此事故发生后，应尽早投入PRHRS。

4.3 换热器换热面积影响

换热器换热面积主要影响换热器效率，即PRHRS导出堆芯衰变热的能力，在原来设计参数基础上，将换热器换热管数量减少为原来的1/2，两种设计参数下，系统运行特性对比曲线如图11所示。换热面积减小，余热排出换热器导热能力降低，换热器出口流体温度越高，从而减少了余热排出系统自然循环驱动压头，冷却剂平均温度由初始每小时下降27 ℃，减少到每小时下降16 ℃。

5 结论

设计了一种基于蒸汽发生器二次侧的PRHRS，并用RELAP5/MOD3.2程序分析了在全厂断电事故时，PRHRS的运行特性。

1）事故发生后，PRHRS内可快速建立起自然循环，将蒸汽发生器二次侧热量导入高位水箱中，间接地带走堆芯余热，在一段时间内保证反应堆安全。

2）换热器距给水管高度越高，系统内自然循环流量越大，主冷却剂系统降温、降压速率也越快。

3）余热排出系统投入时间越早，蒸汽发生器二次侧水位越高，越有利于蒸汽发生器U形管一、二次侧之间的换热。

4）换热器换热面积越小，系统自然循环流量越小，冷却剂平均温度下降速度越慢。

[1]臧明昌.第三代核电和西屋公司AP1000评述[J].核科学与工程，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]陈炳德，宗桂芳，李长林.AC600非能动安全系统首期实验研究[J].核动力工程，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]徐钊,吴莘馨.200MW低温核供热堆PRHRS动态分析[J].核动力工程，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]濮继龙.大亚湾核电站运行教程（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]广东核电培训中心.900 MW压水堆核电站系统与设备[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.）