孫吉晨，馬 杰，韓 壯

(海軍工程大學 核科學技術學院，武漢 430033)

1 引言

對于船用核動力裝置而言，采用自然循環(huán)工況運行可以提高核動力裝置非能動安全性、降低運行噪音，但在強迫循環(huán)與自然循環(huán)轉換的過程中仍存在很大隱患，在強迫循環(huán)向自然循環(huán)的過渡過程中，往往會由于出口溫度越限和蒸汽壓力過低而導致轉換失敗所以有必要針對以上2種現象進行研究，并優(yōu)化原有轉換程序以確保核動力裝置強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉換時的運行安全。

陸基核動力裝置出于經濟效益的角度對自然循環(huán)需求較少，國內外有關強迫循環(huán)向自然循環(huán)過渡過程的研究都基于船用核動力裝置，于雷等利用RELAP5/MOD3.2軟件模擬了不同位置的反應堆進出口溫度測點下的強迫循環(huán)向自然循環(huán)過渡過程的瞬態(tài)特性，并根據結果對原有轉換程序做了相關優(yōu)化，但優(yōu)化后轉換程序在高初始功率下進行轉換時仍存在著蒸汽壓力過低的現象。

本文使用自然循環(huán)運行分析平臺進行原有轉換程序下的工況轉換實驗，并根據結果對轉換程序進行優(yōu)化。該平臺是基于熱工水力軟件THEATRe和三維兩群物理計算軟件REMARK耦合開發(fā)的，平臺可準確計算自然循環(huán)工況轉換時的反應性反饋。

2 強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉換失敗的原因

轉換失敗的原因主要有2種：① 主泵停閉后，裝置內流量驟減，反應堆熱量無法及時導出，使得反應堆出口超溫，觸發(fā)保護性停堆，尤其在第二臺主泵停止工作后，熱量的積累更加明顯，由于出口超溫引起的保護性停堆多發(fā)于此時；② 主泵停閉后，流量效應使得核功率急速下降，此時二回路負荷基本不變，蒸汽發(fā)生器能量平衡遭到破壞，一回路功率不足以維持原有二回路負荷，在達到新的能量平衡前，蒸汽發(fā)生器儲能將一直被消耗，具體表現為蒸汽發(fā)生器蒸汽壓力過低，而過低的蒸汽壓力無法滿足二回路用汽設備要求，導致汽輪機停止運行。

所以在進行工況轉換或制定工況轉換程序時需重點關注堆芯出口溫度以及蒸汽發(fā)生器壓力，這兩個參數表征著一回路與二回路裝置的工作狀態(tài)，若堆芯出口溫度與蒸汽發(fā)生器壓力在安全限值內，則不會發(fā)生嚴重事故；若堆芯溫度超限，則燃料包殼完整性有破壞的風險；若蒸汽發(fā)生器壓力過低，則汽輪機有停止工作的風險。

3 原有轉換程序及其不足

3.1 原有轉換程序下的工況轉換

船用核動力裝置自然循環(huán)運行功率區(qū)相對狹小，在強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉換前需將功率降至功率區(qū)內，再進行工況轉換。原有轉換程序如下：① 使反應堆功率處于自動調節(jié)狀態(tài)；② 將主泵運行工況切換至低速運行工況，并使主泵處于自動狀態(tài)；③ 待反應堆穩(wěn)定運行后，開始工況轉換，并以一定時間間隔分別停止2臺主泵。

圖1、圖2、圖3給出原有轉換程序下，轉換前初始功率分別為0.75 N、0.9 N、N時的強迫循環(huán)轉換自然循環(huán)時過渡過程中主要運行參數隨時間的變化趨勢，所有參數均采用瞬態(tài)值比最大值進行歸一化：

圖1 初始功率為0.75 N、0.8 N、N時的核功率曲線Fig.1 Nuclear power at initial power of 0.75 N,0.9 N and N

圖2 初始功率為0.75 N、0.8 N、N的堆左出口溫度曲線Fig.2 Left core outlet temperature at initial power of 0.75 N,0.9 N and N

圖3 初始功率為0.75 N、0.8 N、N的主蒸汽壓力曲線Fig.3 Main steam pressure at initial power of 0.75 N,0.9 N and N

從以上圖片中可以得出，在原有轉換程序下進行工況轉換的一般規(guī)律：

1) 在自然循環(huán)開始時，主泵停止工作使得反應堆內流量驟減，流量下降帶來的冷卻能力下降使堆內冷卻劑溫度升高，同時堆芯出口溫度也相應升高，溫度效應的負反饋使核功率降低至0.2 N左右，然后由功率控制系統驅動控制棒緩慢提升功率，另外從圖2中可以得出，轉換前功率水平與轉換后反應堆出口溫度呈正相關的趨勢；

2) 在轉換過程中，流量會因為主泵停止工作而驟然減少，但在自然循環(huán)建立的過程中，流量在驟然減少后會緩慢提升后回落至穩(wěn)定值，這是在自然循環(huán)建立的過程中，核功率波動導致的，自然循環(huán)系統中的流動靠冷熱端的密度差驅動，核功率波動帶來的熱端密度波動帶來冷熱端的壓差波動，流量也因此波動，此外，轉換前核功率與穩(wěn)定后系統的流量成正相關；

3) 在轉換過程中由于蒸汽發(fā)生器出口閥開度不變以至于蒸汽流量變化不大，當蒸汽流量不變時二回路負荷基本不變，同時核功率因負反饋而下降，所以在蒸汽發(fā)生器內一回路傳遞給二回路的能量不足以在原有蒸汽壓力下維持原有二回路負荷，在一、二回路能量不平衡狀態(tài)下二回路負荷不變會使得蒸汽發(fā)生器內壓力降低，汽化加劇，蒸汽發(fā)生器壓力一直處于降低狀態(tài)在一、二回路功率達到平衡時達到谷值，從圖中可以看出，在轉換過程中轉換前功率與蒸汽發(fā)生器壓力谷值成負相關趨勢，這是由于轉換前功率越高，二回路負荷越大，核功率由于負反饋下降后返回到與二回路負荷相當的功率水平需要的時間更長，蒸汽發(fā)生器儲能消耗得更為徹底，蒸汽發(fā)生器壓力谷值會更小。

3.2 原有轉換程序的不足

從以上3次工況轉換可以得出如下結論：

1) 原有轉換程序下，2臺主泵關閉時間過于接近，在第一臺主泵關閉后該環(huán)路流量驟減導致的熱量積累尚未及時排除，第二臺主泵就已經關閉，此時堆芯的熱量積累會加劇，造成堆芯出口溫度超限，隨著轉換前功率的增加，堆芯出口溫度裕量會逐漸減小；

2) 原有轉換程序下，缺少二次側負荷調節(jié)，主泵停止工作后核功率驟減，二次側負荷基本不變，主蒸汽壓力因此迅速降低，轉換開始后核功率與二次側負荷的不匹配隨著轉換前功率的增大而逐漸明顯，進而導致初始功率為N的情況下工況轉換失敗。

4 優(yōu)化方案的提出與驗證

4.1 優(yōu)化方案的提出

本文提出新的轉換程序，旨在使某型船用核動力裝置在更高的功率水平下更安全地完成強迫循環(huán)向自然循環(huán)的轉換。新轉換程序將為運行參數留有足夠的裕量并盡量減少人員干預。新轉換程序是基于原有程序的不足提出的，在依照原有轉換程序下進行強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉換時，由于二次側負荷與核功率之間的差值過大，以至于初始功率為N功率時的工況轉換失敗，同時2臺主泵停閉時間過于接近，使得主泵停閉帶來的堆芯熱量積累進一步加劇。

但增大2臺主泵停閉間隔時間會使反應堆處于流量不對稱的偏環(huán)路運行狀態(tài)，此種工況下運行會導致堆芯功率不均勻分布，桂學文等利用物理熱工耦合的方法分別對反應堆不對稱運行進行了計算分析，結果表明，當2臺主泵處于不同運轉狀態(tài)時，入口流量分配不均勻性很大，同時流量分配過高與過低的燃料組件都位于堆芯邊緣，雖對徑向功率分布沒有造成明顯影響，但熱組件的流量因子因此降低，同時降低了最小燒毀比，會降低核動力裝置運行裕度，其他學者也對反應堆偏環(huán)路運行進行了相關研究。

所以新轉換程序的核心是通過調節(jié)轉換過程中的二次側負荷，以及適度增大主泵停止的間隔時間。之所以以二次側負荷調節(jié)為主，是因為增大主泵停止的間隔時間無法維持主蒸汽壓力(參見4.2節(jié))。

4.2 優(yōu)化方案的驗證

為驗證優(yōu)化方案，設計以下11種工況，實驗方案具體工況如表1所示。

表1 實驗工況Table 1 Experinmental condition table

由圖4、圖5，對主泵停閉不同間隔時間對轉換過程影響的敏感性進行分析，結果如下，圖4—圖12所有參數均采用瞬態(tài)值比最大值進行歸一化。

圖4 工況1—7的堆芯出口溫度曲線Fig.4 Left core outlet temperature in case 1-7

圖5 工況1—7的主蒸汽壓力曲線Fig.5 Main steam pressure in case 1-7

圖6 工況1、5、8、9的核功率曲線Fig.6 Nuclear power in case 1,5,8,9

圖7 工況1、5、8、9的堆芯出口溫度曲線Fig.7 Left core outlet temperature in case 1,5,8,9

圖8 工況1、5、8、9的堆芯入口溫度曲線Fig.8 Left core inlet temperature in case 1,5,8,9

圖9 工況1、5、8、9的主蒸汽壓力曲線Fig.9 Main steam pressure in case 1,5,8,9

圖10 工況9—11的核功率曲線Fig.10 Nuclear power in case 9—11

圖11 工況9—11的堆芯出口溫度曲線Fig.11 Left core outlet temperature in case 9—11

圖12 工況9—11的主蒸汽壓力曲線Fig.12 Main steam pressure in case 9—11

在轉換過程中，隨著主泵停閉間隔時間的增大，2臺主泵相繼停閉帶來的堆芯熱量積累可以得到一定程度上緩解，同時堆芯出口溫度的峰值也隨之減小，減小的幅度與間隔時間長度成正比，但經敏感性分析后工況5、6、7堆芯出口溫度峰值近似，為盡可能減小反應堆流量不對稱時間，優(yōu)化方案選取主泵停閉間隔時間為14 t。

主泵停閉間隔時間的增大對無法有效維持二次側壓力，轉換過程中主蒸汽壓力谷值基本不隨著主泵停閉間隔時間的增大而變化，所以汽輪機停運風險仍然存在，這是由于增大主泵停閉間隔時間不能有效緩解流量效應造成的核功率驟減，工況7核功率谷值仍處于0.4 N左右，核功率與二次側負荷的不平衡仍較大，一、二次側負荷平衡所需時間也無明顯變化，導致主蒸汽壓力谷值變化較小。

由圖6、圖7、圖8、圖9對3種優(yōu)化方案進行比對評估，工況5與工況8相對比，工況8由于調整了二次側負荷可以有效維持主蒸汽壓力，在維持主蒸汽壓力的同時堆芯出口溫度峰值也得到了控制，這是由于在減小二次側負荷后，蒸汽發(fā)生器一次側傳遞給二次側的熱量減少，使得反應堆入口溫度升高，由于船用核動力裝置反應堆設計時將水鈾比設置在欠慢化區(qū)，以保證反應堆在慢化劑溫度升高時具有負的慢化劑溫度系數，所以進口溫度的升高會引入一部分負反應性，由于二次側負荷減小工況8反應堆進口溫度相比與工況5更大，所以工況8反應堆功率上升速度減慢，出口溫度上升速率也相對較小，消除了轉換過程中的安全隱患。

工況9在工況8的基礎上增大了主泵停閉間隔時間，減輕了第一臺主泵停轉帶來的熱量積累，工況9核功率波動幅度最小、堆芯出口溫度峰值最低、主蒸汽壓力谷值最高，效果最優(yōu)。綜上所述，優(yōu)化方案為增大主泵停閉間隔時間為14 t，并降低二次側負荷。

由圖4可知，基于優(yōu)化后的轉換程序，該型船用核動力裝置可以在初始功率為2 N、1.5 N、N的情況下進行強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉換。在3種工況的轉換過程中，核功率波動幅度基本一致，堆芯出口溫度峰值與初始功率成正比，主蒸汽壓力谷值與初始功率成反比，堆芯出口溫度與主蒸汽壓力均處于安全限值內，表明轉換程序優(yōu)化后達到了抑制主蒸汽壓力下降與堆芯出口溫度上升的目的。

5 結論

研究了船用核動力裝置強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉換過程和堆芯出口溫度、主蒸汽壓力在不同轉換程序下的響應，發(fā)現原有轉換程序無法緩解堆芯熱量堆積并缺少二次側負荷調節(jié)。對原有轉換程序進行優(yōu)化，發(fā)現增大主泵停閉間隔時間的同時調節(jié)二次側負荷可以降低轉換過程中的堆芯出口溫度并將主蒸汽壓力維持在安全限值內。

轉換程序優(yōu)化后，增大了轉換過程中主蒸汽壓力和反應堆出口溫度的安全裕量，主蒸汽壓力谷值和反應堆出口溫度峰值分別為優(yōu)化前的91%和95%，保證了堆芯和用汽設備的安全，同時將轉換功率區(qū)拓寬為原有功率區(qū)的200%，減小了核功率波動，表明優(yōu)化方案具有可行性，優(yōu)化后的轉換程序可應用于陸基核動力裝置自然循環(huán)工況轉換。