压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究

【摘 要】绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热，以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式，一般可分为一次侧余排（S-PRS）和二次侧余排（T-PRS）。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例，分析这两种非能动余排在事故下的响应，为系统设计提供相应的参考。

【关键词】非能动余排；余热；压水堆；对比

Compare of Passive Residual Heat Removal System for Pressurized Water Reactor

ZHOU Ke ZHANG Dan WEI Zong-lan CHU Xiao WU Guang-hao

（.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Chengdu Sichuan 610213，China）

【Abstract】Passive residual heat removal system （PRHR） is adopted for many of pressurized water reactor，in order of improving inherency safety performance.according the layout of PRS，it can be divided into reactor coolant loop system（direct system，S-PRS） and secondary system （indirect system，T-PRS）.Basing on station blackout accident， the thermal hydraulic responds of two kinds system was studied.The result shows that each of system can remove all of reactor residual heat，however，the performance is different，the nuclear power plant show select the appropriate system basing on its design.

【Key words】Passive residual heat removal system；Residual heat；Pressurized water reactor；Comparison

0 引言

在目前的先进反应堆设计中，各国都非常强调非能动安全概念，绝大部分先进压水堆都采用了非能动余热排出系统（PRS）[1]，以提高反应堆的固有安全性。主流核电厂的非能动余排系统布置可分为一次侧非能动余热排出系统（S-PRS）（如西屋公司推出的AP1000[2]和中核集团的模块式小型堆ACP100[3]）和二次侧非能动余热排出系统（T-PRS）（如中核集团的ACP1000[4]和美国的IRIS[5]、韩国的SMART[6]小堆）等，而法国DCNS开发的Flexblue[7]的水下电厂既采用了S-PRS，也采用了T-PRS。

对于PRS，国内外学者都进行了大量研究[8][9]，但缺少对于S-PRS和T-PRS的详细对比研究。随着国内对于非能动核安全监管要求的加强[10]，有必要开展相关的研究，为未来的设计提供参考。

1 典型的非能动余排系统

典型的S-PRS见图1.a，主要设计思路是设置一列和蒸汽发生器并联的换热回路，用于事故后得以应急余热导出，该系统包括一台浸入中间热阱（换料水箱）的换热器、一个入口常开阀、两个并联的出口常关阀、和相应的管道仪表组成。

典型的T-PRS布置示例见图1.b，主要O计思路是在SG二回路设置一列和动力转换系统并联的换热回路，专注于事故后余热导出，该系统主设备和一次侧余排相同，主要差异为该系统可能设置补水箱、中间热阱也须单独设置。

对于堆芯来说，S-PRS为直接冷却系统，一回路和余排系统直接连通，在瞬态过程中该系列内一般处于单相状态；T-PRS为间接冷却系统，接受来自中间换热器SG的热量，该系统的运行依赖RCS系统和PRS系统同时产生自然循环，因此RCS必须具备一定的自然循环能力。同时S-PRS系统和主蒸汽/给水系统联通，压力较低，主要通过蒸汽的蒸发冷凝带走热量，流体长期处于复杂的两相状态。

本文借鉴ACP1000 T-PRS的设计参数，将其等效应用于AP1000核动力装置，采用RELAP5[11]程序分析全厂断电事故下该系统的瞬态响应过程，并与AP1000 S-PRS瞬态过程作了对比研究。

2 系统模型和计算假设

RELAP5是目前较常用的热工水力分析程序。本文使用该程序对AP1000反应堆进行建模，模型节块划分见图2，计算模型主要包括RCS系统、堆芯补水箱、PRS等。T-PRS系统包含两个系列，分别对应两台蒸汽发生器，每个系列由一台非能动余热排出冷却器、一个补水箱和相应的阀门管道组成（图2.b中未包含补水箱）。

2.1 计算假设

1：以AP1000反应堆为原型，建立系统稳态。

2：模拟全厂断电事故，假定零时刻事故发生，反应堆冷却剂泵失电惰转，同时主给水和主蒸汽流量丧失，PRS系统停堆后自动投入。

3：假定中间热阱充足，瞬态过程中非能动换热器不会。

2.2 计算结果

在反应堆以额定功率运行时，发生全厂断电事故，主泵和主给水泵停运，反应堆保护停堆，PRS根据相应信号自动投入，停堆后主要系统参数见图4（图中参数均经过归一化或相对化处理）。

2.3 分析和讨论

发生全厂断电事故后，主要依靠自然循环流动直接或间接带走堆芯余热，图3.a描述了投入S-PRS后的主要流动示意图，图3.b描述了投入T-PRS后的主要流动示意图。各部分流动的描述如下：

QS1：从堆芯流出的冷却剂经过热段，通过非能动余热排出系统入口管线进入C型换热器，将热量导出至换料水箱后，通过出口管道流至蒸汽发生器出口腔室，途经主泵和冷管段进入压力容器下降段，再经过堆芯重新加热，见图4.f。

QT1：从蒸汽发生器流出的蒸汽经过主蒸汽管道，通过非能动余热排出系统入口管段进入C型换热器冷凝，将热量导出至应急冷却水箱后，通过出口管道流至蒸汽发生器主给水管线进入蒸汽发生器再次蒸发带热，见图4.f。

QS2和QT2：从堆芯流出的热的冷却剂经热管段流入蒸汽发生器，将热量导出至蒸汽发生器中的存水后，经主泵和冷管段流入压力容器。

QS3和QT3：从堆芯流出的热的冷却剂经上腔室进入上封头，通过吊篮法兰上的开孔流出，与从冷管段流回的冷却剂汇合后进入压力容器下封头。强迫循环工况下，该部分流量（约占反应堆冷却剂系统总流量的1.5%）与自然循环下的流向相反，瞬态过程中该部分流量出现反向，见图4.h。

QS4和QT4：蒸汽发生器内部自然循环，该部分自然循环随着事故进程逐渐衰弱，见图4.e。

Q5：换料水箱内部自然循环。

从图4.a和4.b可以看出，非能动余热排出系统投入后，一次侧和二次侧非能动余热排出系统都能够带走堆芯余热，但对于二次侧非能动而言，其换热功率较一次侧非能动系统的换热功率高（图4.c），但系统投入初期压力和温度都较一次侧非能动余热排出系统高，这是因为对一次侧非能动来说，初期蒸汽发生器的换热功率不可忽略，图4.d描述了蒸汽发生器在瞬态过程中的换热功率变化，对一次侧非能动系统而言，事故初期可依靠蒸汽发生器和非能动换热器带出堆芯余热，其总的带热能力较二次侧强。

图4.e描述了蒸汽发生器内部自然循环流量（QS4和QT4）的变化，QS4和QT4都是非带热循环，在事故过程中仅起到搅混作用。事故初期，由于蒸汽发生器内部各区域水温不同，QS4振荡剧烈，其主要作用是使得蒸汽发生器内部水温趋于一致，最终效果是使得蒸汽发生器内部存水的平均温度上升，依靠水的热容带走堆芯余热，蒸汽发生器压力（见图5j）上升，通过蒸汽发生器压力安全系统带走部分热量。随着事故发展，QS4逐渐减弱。QT4在事故初期由于二次侧非能动的投入，能够形成一个大致稳定的循环，但是随着事故发展，该部分流量出现剧烈振荡，导致非能动循环回路的流量（QT1）出现不稳定（图5f）。

图4.h描述了上封头流量（QS3和QT3）的变化曲线，该部分流量的作用是使得上封头的温度（图4.g）随着系统温度的下降而下降，防止局部温度过高。二次侧非能动的自然循环能力较强（QT2大于QS2），较大的堆芯流量有利于堆芯的安全。同时，当主回路自然循环流量较弱时，反应堆内的局部自然循环流动效应明显。反过来说，当主回路自然循环流量较强时，反应堆内的局部自然循环会受到抑制，如果主回路自然循环能力很强，流经上封头的流量可能很少，由于压力下降，上封头由于得不到足够冷却而在上封头内部形成汽腔，不利于反应堆冷却剂系统的降压。国内其他研究人员也有类似的结论。

2.4 讨论

以上分析主要针对分散布置压水堆核电厂，对于此类电厂，首先，由于T-PRS循环与蒸汽发生器内部自然循环同时存在，而蒸汽发生器内部结构复杂，热工水力现象剧烈，不利于系统的稳定运行。因此就系统运行的稳定性而言，对于采用饱和式蒸汽发生器的反应堆来说，一次侧非能动余热排出系统比二次侧非能动系统具有较好的稳定性。

其次，S-PRS一般设置一列，T-PRS一般设置为多列。就系统繁简和设备误动作而言，采用S-PRS具有一定的优势；但由于S-PRS直接与一回路系统相连，也增加了一回路破口的可能性。

3 结论

本文分析了AP1000核电厂全厂断电事故后采用S-PRS和T-PRS带热对整个系统的响应过程，通过比较认为，对于采用饱和蒸汽发生器的分散布置核电厂而言，采用S-PRS能在事故工况下更好的导出堆芯余热，保护堆芯的安全。

【参考文献】

[1]周涛，李精精，琚忠云.非能动自然循环技术的发展与研究[J].核安全，2013（3）：32-36.

[2]林千，司胜义.多样化非能动衰变热排出方法及原理探讨[C].中国核科学技术进展报告（第二卷），2011：433-438.

[3]李峰，喻娜，鲜麟，等.ESPRIT试验验证RELAP5程序两相自然循环模拟能力[J]核动力工程，36，S2，2015，108-111.

[4]周磊，郗昭，熊万玉，等，基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析[J].核动力工程，2012，33（6）：72-75.

[5]袁添鸿，于雷，王川.全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析[J]，原子能科学技术，2010，44，suppl：248-252.