邱志方　劉偉東　吳鵬　陳偉　黃慧劍

【摘 要】AP1000的非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHR）置于安全殼內(nèi)，安全殼的環(huán)境狀態(tài)直接影響PRHR的運(yùn)行情況。本文采用給水管道破裂事故研究了AP1000的安全殼環(huán)境狀態(tài)對PRHR運(yùn)行的影響，研究表明安全殼的壓力對于PRHR排熱能力影響顯著。

【關(guān)鍵詞】安全殼環(huán)境；PRHR；排熱能力

0 前言

核反應(yīng)堆由于剩余裂變和裂變產(chǎn)物的衰變作用，即使在反應(yīng)堆停堆后一段相當(dāng)長的時間內(nèi)，仍將持續(xù)產(chǎn)生熱量，此熱量的值還不低，如若反應(yīng)堆不能及時排出此類熱量，它將威脅反應(yīng)堆的安全性。日本福島核事故中就有反應(yīng)堆因?yàn)樗プ儫嵛茨芗皶r導(dǎo)出而引起的一系列事故。

堆芯余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)理念有兩種，一種為能動式余熱排出系統(tǒng)，此類系統(tǒng)具有可控性，帶熱能力穩(wěn)定的優(yōu)點(diǎn)，缺點(diǎn)在于對于電力供應(yīng)的需求要求比較高；另一種為非能動式余熱排出系統(tǒng)，此類系統(tǒng)完全依賴于自然規(guī)律，如重力，自然對流等現(xiàn)象，此類系統(tǒng)優(yōu)點(diǎn)在于降低了對電力供應(yīng)的依賴，缺點(diǎn)在于運(yùn)行狀態(tài)不可控且存在諸多影響因素。

AP1000在事故過程中考慮采用非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHR）的設(shè)計(jì)理念[1]，將反應(yīng)堆控制至正常余排系統(tǒng)（能動）投入，以保障反應(yīng)堆的長期安全。由于AP1000的PRHR系統(tǒng)置于安全殼內(nèi)，安全殼的環(huán)境狀態(tài)對于PRHR的排熱能力有直接的影響，因此本文針對安全殼環(huán)境狀態(tài)對PRHR排熱能力的影響開展研究，為PRHR的設(shè)計(jì)提供參考。

1 AP1000 PRHR簡介紹

AP1000 PRHR系統(tǒng)流程圖如圖1[2]所示，PRHR系統(tǒng)內(nèi)置于反應(yīng)堆內(nèi)，非能動熱交換器置于換料水箱（IRWST）內(nèi)，熱交換器熱段與主管段熱段相連，熱交換器冷段與蒸汽發(fā)生器的下封頭相連，換料水箱高于堆芯。因此PRHR熱交換器和反應(yīng)堆之間的位差和冷卻劑溫度差產(chǎn)生熱驅(qū)動頭，形成冷卻劑的自然循環(huán)。反應(yīng)堆中衰變熱通過自然循環(huán)持續(xù)傳遞給IRWST中的水，IRWST中的水受熱蒸發(fā)后，進(jìn)入安全殼內(nèi)，遇鋼質(zhì)安全殼冷凝回流至IRWST，保證IRWST的水源的持續(xù)性，從而實(shí)現(xiàn)整個PRHR系統(tǒng)的長期可持續(xù)運(yùn)行，持續(xù)帶走堆芯衰變熱。

2 PRHR能力分析

AP1000的PRHR的設(shè)計(jì)目標(biāo)為36小時內(nèi)將冷卻劑溫度冷卻至215.6℃的安全停堆狀態(tài)，達(dá)到正常余熱排出系統(tǒng)投入的溫度和壓力條件。

AP1000的PRHR系統(tǒng)置于安全殼內(nèi)，安全殼內(nèi)的環(huán)境狀態(tài)為PRHR的外部邊界條件，其對于PRHR的換熱效果有直接的影響。分析安全殼環(huán)境狀態(tài)對PRHR系統(tǒng)運(yùn)行的影響最具有典型性的事故為給水管道破裂事故，因?yàn)榻o水管道破裂后給水管道將自動隔離，導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器喪失給水，從而導(dǎo)致反應(yīng)堆喪失二次側(cè)熱阱，反應(yīng)堆的衰變熱依賴PRHR系統(tǒng)進(jìn)行導(dǎo)出。另一方面蒸汽發(fā)生器中高能水將快速閃蒸噴入安全殼內(nèi)，導(dǎo)致安全殼內(nèi)環(huán)境溫度和壓力持續(xù)上升，安全殼溫度和壓力的升高將降低PRHR的換熱能力。因此本文選取給水管道事故開展安全殼的溫度（IRWST初始水溫等同于安全殼內(nèi)的溫度）和壓力對于PRHR運(yùn)行能力的影響。

圖2給出了假設(shè)安全壓力為0.1MPa不變化，不同IRWST初始水溫對于PRHR系統(tǒng)排熱能力的影響。從圖中可以發(fā)現(xiàn)當(dāng)IRWST中的水未開始沸騰前，水箱的溫度越低，PRHR的排熱能力越強(qiáng)，當(dāng)IRWST中的水開始沸騰后，PRHR的排熱能力趨于一致。分析還表明，在安全殼的壓力為0.1MPa時，IRWST初始水溫對于PRHR的排熱能力影響不是很明顯，PRHR可以在36小時內(nèi)將冷卻劑平均溫度降低到215.6℃以下，滿足設(shè)計(jì)目標(biāo)要求。

圖3給出了假設(shè)IRWST初始水溫為50℃，不同安全殼壓力對于PRHR系統(tǒng)排熱能力的影響。分析表明當(dāng)安全殼壓力越大時，PRHR的排熱能力越低。這是由于安全殼壓力越大，IRWST的飽和汽化溫度越高，導(dǎo)致PRHR換熱器管內(nèi)外兩側(cè)的溫差越小，熱驅(qū)動力越低，PRHR的自然循環(huán)能力越差，降低了PRHR的傳熱效率。分析結(jié)果還表明當(dāng)安全殼壓力升高后，PRHR能力排熱下降明顯，甚至在36小時內(nèi)，冷卻劑平均溫度難以降低到215.6℃以下，難以滿足設(shè)計(jì)目標(biāo)要求。

3 結(jié)論與建議

本文研究了安全殼環(huán)境狀態(tài)對AP1000的非能動余熱排出系統(tǒng)運(yùn)行能力的影響，研究發(fā)現(xiàn)安全殼狀態(tài)環(huán)境對于AP1000的PRHR系統(tǒng)運(yùn)行能力影響顯著，特別是安全殼壓力的影響。

AP1000的PRHR系統(tǒng)置于安全殼內(nèi)，其與作為最終熱阱的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）密切相關(guān)。設(shè)計(jì)中需考慮提高PCS的冷卻效率，降低安全殼的壓力和溫度，從而進(jìn)一步提高PRHR系統(tǒng)的運(yùn)行能力，更好的達(dá)到PRHR的設(shè)計(jì)目標(biāo)。

【參考文獻(xiàn)】

[1]孫漢虹.第三代核電技術(shù)AP1000[M].北京：中國電力出版社，2010.9.

[2]林誠格.非能動安全先進(jìn)核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.8.

[責(zé)任編輯：王楠]