模塊化壓水堆非能動余熱排出技術應用概述

汪宇　趙京　陳志輝　蘇應斌　王亮

【摘 要】模塊化壓水堆由于具有較高的固有安全性，而成為目前國際上核能動力的研發熱點。而具有高可靠性的非能動余熱排出技術的使用是保障模塊化壓水堆固有安全性的重要手段。本文通過簡述國際上正在研發中的模塊化壓水堆非能動余熱排出技術，研究各種堆型非能動余熱排出系統的設計特點，并分析模塊化壓水堆非能動余熱排出技術的應用前景。

【關鍵詞】模塊化壓水堆；非能動余熱排出系統；換熱器

0 引言

為平衡安全性與經濟性之間的矛盾，國際核能界相繼提出了模塊化壓水堆的設計概念。模塊化設計有容量靈活，設計簡單，運輸方便，成本見效快等優點，可以廣泛應用于發電、供熱、海水淡化以及船用動力等方面，具有較高的經濟性。更重要的是，模塊化壓水堆可以簡化布置，合并功能相同的部件，減少較大的壓力容器貫穿，從而提高系統的安全性。因此，模塊化壓水堆已經成為世界核動力裝置的一個發展方向。與此同時，模塊化核動力裝置非能動專設安全系統設計研究成為一個重要研究課題。

所謂非能動安全的思想是利用自然循環、蓄熱、蒸發、熱傳導、重力驅動等一些簡單但又從不失效的物理規律的作用，使反應堆發生事故以后不必過分依賴運行人員的準確及時的判斷和外部能源的供給就能完成相應的安全功能。在模塊化壓水堆設計中，為避免因全廠斷電（包括可靠電源喪失）導致堆芯融化事故發生而設置的非能動余熱排出系統，是非能動安全技術應用的典范。本文選取當前比較有代表性的幾種堆型非能動余熱排出系統設計進行概述，分析各種設計方案的特點，為研究壓水堆核動力裝置非能動安全系統提供參考。

1 非能動余熱排出系統方案簡述

1.1 美國IRIS應急余熱排出系統

IRIS是由西屋公司應美國能源部要求與英國、俄羅斯、美國、日本等九個國家的多個企業、研究機構和大學聯合設計的，熱功率為1000MW。其非能動安全系統主要包括應急余熱排出系統（EHRS）、自動卸壓系統（ADS）和安全殼抑壓系統（PSS）等[1-2]。EHRS由4個獨立的系列組成，每個系列包括一臺與蒸汽發生器給水/蒸汽管線相連的水平U型管換熱器（如圖1）。換熱器浸沒在位于安全殼之外的換料水箱中。EHRS采用自然循環，通過EHRS熱交換器冷凝蒸汽發生器中產生的蒸汽，將主系統熱量傳遞給換料水箱中的水，并使冷凝水返回蒸汽發生器。EHRS在LOCA發生后可以為提供卸壓和堆芯冷卻功能。IRIS裝備了8個模塊式、螺旋管蒸汽發生器，兩兩組合配置了4條蒸汽和給水管道，每個系列的EHRS系統與每組給水/蒸汽管道連接以保證獨立性。IRIS有兩個應急注硼箱為停堆提供濃硼水，在反應堆發生LOCA事故時，6個水箱1個儲氣器和應急注硼箱在重力作用下通過直接注入管線（DVI）提供注水。

IRIS應急余熱排出系統管道上設置了補水箱，補水箱中的水流回到給水管中。補水箱的目的在于補充足夠的水量，防止通過隔離閥發生泄漏后系統急劇干涸。

1.2 日本非能動安全小型堆PSRD應急余熱排出系統

PSRD是日本原子能研究院基于第三代船用堆MRX開發出的功率為100MW的堆型，反應堆壓力容器容納了蒸汽發生器和內置的控制棒驅動機構（CRDM），取消了主泵，主冷卻劑系統采用自然循環方式運行[3]。

如圖2所示，PSRD的非能動應急余熱排出系統由4個自然循環回路組成：第一回路將堆芯余熱傳遞到蒸汽發生器（SG），第二回路從SG傳遞到應急余熱排出熱交換器（EDRS-HEX），第三回路從安全殼內應急余熱排出冷卻器到安全殼水冷冷卻器（CWCS-HEX），第四回路通過安全殼水冷冷卻器將熱量從堆內HEX傳遞到外界大氣。當事故造成給水泵停運時，第二回路應急余熱排出系統（EDRS）開始非能動方式運行。EDRS入口的水壓閥門由傳壓管接到給水泵出口以控制閥門開關。只有當傳壓管中的壓力高于閥門內部壓力時，這個閥門才會保持關閉。當給水泵停運，給水泵出口壓力使水壓閥打開。然后，蒸汽從主蒸汽管道向上進入EDRS-HEX被冷卻成水流入給水管。

PSRD安全殼中充滿了水，當EDRS-HEX 和 CWCS-HEX兩個換熱器間出現溫差后，自然循環會立即建立。CWCS的閥門在正常工況下處于常開狀態，所以運行不需要閥門的動作。因此，PSRD的余熱排出系統運行僅僅依賴水壓閥門的固有的安全特性，這意味著PSRD的非能動冷卻系統是非?？煽康?。

1.3 日本輕水堆IMR混合熱輸送系統和直接排熱系統

IMR電功率可達350MW，其燃料組件、控制棒、蒸汽發生器（SGs）以及控制棒驅動機構（CRDMs）都容納在反應堆壓力容器內部[4]。反應堆以全自然循環方式運行，堆芯出口冷卻劑溫度達到飽和溫度，并容許有20%的含汽率。最大的特點是采用稱之為混合熱輸運系統（HHTS）和直接排熱系統（SDHS）。

所謂的混合熱輸送系統，其實就是全自然循環兩相流冷卻劑系統，它利用冷卻劑的潛熱和顯熱來輸送堆芯熱量。該系統的特點是分別在蒸汽空間和液體空間布置氣相部蒸汽發生器（SGV）和液相部蒸汽發生器（SGL）。由于能分別對SGV和SGL的給水流量進行控制，所以，SGV具有從反應堆壓力容器內氣相部進行排熱并對反應堆壓力進行控制的功能，SGL具有從反應堆容器內部液相部進行排熱并對堆芯入口溫度進行控制的功能。

直接排熱系統是一個封閉的自然循環系統（如圖3），通過非能動冷卻器將余熱直接從反應堆內部排到大氣中。事故初始階段余熱由冷卻水箱的冷卻水潛熱排出。當水全部蒸發后非能動冷卻器的傳熱模式自動由水冷切換到氣冷，并且直接排熱系統可以長時間工作而無須操作員和外部干預。

1.4 法國SCOR主回路余熱排出系統

SCOR堆是功率為2000MW的模塊化壓水堆，概念設計采用了大量非能動安全技術，唯一的蒸汽發生器只作為安全系統投入的熱緩沖[3]。執行非能動余熱排出的換熱器位于壓力容器內部下降通道中，每個換熱器均有一個熱阱（如圖4），組成16個獨立回路（RRP），其中4個由池水淹沒的換熱器冷卻（RRPp），另外12個由空冷塔中的換熱器冷卻（RRPa）?；芈分械难a水箱用于吸收冷停堆到滿功率運行時的熱膨脹，以控制RRP壓力?；芈分袥]有控制閥，熱閥和空氣導葉均位于熱阱水平線上，因此反應堆正常運行時，RRP回路中溫度較高。當熱閥或者空氣導葉打開時，系統即以自然循環方式運行。正常停堆時，通過啟停系統供水和蒸汽發生器蒸汽排放，將冷卻劑系統溫度降到較低時，投入空冷RRP排出余熱。

1.5 阿根廷CAREM余熱排出系統

CAREM是阿根廷國家原子能委員會（CNEA）參與設計的300MW反應堆。反應堆的穩壓器、堆芯、蒸汽發生器、主冷卻劑系統和蒸汽管路都布置在壓力容器里，功率低于150MW時一回路可實現自然循環，功率大于150MW時利用泵達到運行需的流量[3]。

余熱排出換熱器由水平方向排列的U型管組成（如圖5）。上管端連接到反應堆壓力容器蒸汽頂蓋（內置蒸汽穩壓器），下管端連接到反應堆水面下方。換熱器浸在安全殼內部的充滿冷卻水的水箱中。蒸汽進口閥門是常開的，而出口閥門是常關的，因此管束中充滿了凝結水。當系統觸發時，出口閥門自動打開，蒸汽由堆內進入管束并在管道表面冷凝，凝結水重新進入反應堆壓力容器，如此形成循環，通過凝結換熱將余熱排到池水中。CAREM的非能動余熱排出系統采用冗余設計，可以在反應堆頂蓋部建立氣液兩相流自然循環回路以冷卻主系統。

1.第一套停堆系統；2.第二套停堆系統；3.余熱排出系統；4.應急注射系統；

5.泄壓池；6.安全殼；7.安全閥；A.堆芯；B.蒸汽發生器

1.6 俄羅斯模塊化壓水堆ABV-6M事故冷卻系統

ABV-6M是俄羅斯OKBM研制的第Ⅳ代模塊化壓水堆ABV系列中的一種，作為船用核動力裝置，堆功率為38MW[5]。ABV-6M為全自然循環堆型，設計采用的非能動技術主要有非能動應急給水系統、非能動堆芯余熱排出系統、安全注射系統和氮氣穩壓系統。非能動余熱排出系統設有兩個獨立系列，每一系列向兩組列管式直流蒸汽發生器供水（如圖6）。在事故工況下，保護系統信號關閉主蒸汽管上兩道隔離閥和主給水管的截止止回閥，通過非能動余熱排出系統的空冷冷卻器導出反應堆余熱。一回路系統超壓時，壓力驅動的電源斷路器開啟應急給水箱出水管上的氣動截止止回閥和開啟兩道氣動蒸汽排放閥，產生的蒸汽通過相應主蒸汽管直接向大氣排放以降溫降壓。當直流蒸汽發生器出口蒸汽壓力降到1.1MPa時，由于空氣壓力的作用，水箱中的水開始注入直流蒸汽發生器，產生的蒸汽、汽水混合物繼續向外排放?？梢?，超壓事故工況下，由非能動應急給水系統執行非能動余熱排出功能。

2 非能動余熱排出系統分類

以上對國際上典型先進模塊化壓水堆非能動余熱排出系統設計方案進行簡要敘述。根據IAEA對非能動設施的分類[3]，以上非能動余熱排出系統設計方案均屬于D類，即由“智能”信號啟動非能動過程；開啟這個過程的能量必須來源于蓄能裝置，例如電池或者高位水源；能動部件僅限于控制、儀器和開啟這個系統的閥門；不包含手動部件。

按照傳熱回路數，可以將非能動余熱排出系統分為直接冷卻和間接冷卻方式。直接冷卻方式將非能動余熱排出系統直接與反應堆冷卻劑系統連通，系統運行后直接冷卻反應堆冷卻劑。間接冷卻方式通過冷凝蒸汽發生器中產生的蒸汽（或者通過冷卻專用換熱器中的介質）而使間接使反應堆冷卻劑系統降溫降壓。如CAREM非能動余熱排出系統采用直接冷卻方式，而IRIS、IMR、SCOR方案均采用間接冷卻方式。由自然循環回路數可見，直接冷卻方式在堆芯和熱阱間存在兩個自然循環回路，而間接冷卻方式有三個回路。由于直接冷卻非能動余熱排出系統直接連接于反應堆冷卻劑系統，傳熱環路比間接冷卻方式簡單，需要的冷、熱源位差較??；同時，泄漏隱患較間接冷卻方式更大。

按最終熱阱差異，可以將非能動余熱排出系統分為空冷、水冷和混合冷卻三種方式。IRIS采用水冷，PSRD采用空冷，而SCOR和IMR非能動余熱排出系統設計方案屬于混合冷卻方式。由于水的冷卻效果高，因此同樣條件下，水冷方式比空冷方式所需的傳熱面更小。水冷方式需要設置專用的大容積冷卻水箱，如果采用直接冷卻方式，需要較大布置空間，需要較大的安全殼容積。由于安全要求，空冷往往用在間接冷卻設計方案中。

按照自然循環途徑是否封閉，可以分為閉式冷卻系統和開式冷卻系統，開式系統中，吸收熱量后的冷卻介質，直接排往環境，可以使堆芯衰變熱無限導出，而不受熱阱容量限制。依賴環境（海水或空氣）作為冷卻熱阱的系統通常即開式系統，例如IMR空氣冷卻循環模式、SCOR堆的RRPa系統以及ABV-6M的非能動應急給水系統均屬于開式系統。IRIS和CAREM的非能動余熱排出系統由于作為熱阱的冷卻水箱內部形成閉式自然循環，故屬于閉式冷卻系統。需要注意的是，從熱源到熱阱的中間傳熱環節均為閉式冷卻方式，開式循環針對熱阱自身傳熱模式。

3 總結

非能動余熱排出系統設計方案因使用條件環境和設計要求不同而呈現差異化，不僅體現在方案選擇和配置上，系統觸發方式和控制也靈活多變。

本文對幾種國內外新型模塊化壓水堆非能動余熱排出系統進行簡要描述，分析各方案組成、運行模式及特點。非能動余熱排出系統設計按照回路數可以分為直接冷卻和間接冷卻兩種；按照熱阱差異可以分為空冷、水冷和混合冷卻三種模式；按照自然循環途徑是否封閉可以分為開式系統和閉式系統。非能動余熱排出系統冷卻方式傳熱途徑設計呈現多樣結合化，方案選擇取決于反應堆冷卻劑系統設計、應用環境條件等密切相關。

【參考文獻】

[1]陳智.國際革新安全反應堆（IRIS）的設計及其安全特性[J].國外核動力，2006，27（2）：13-16.

[2]冉旭.國際革新與安全反應堆（IRIS）初步安全分析[J].國外核動力，2008，29（1）：9-17.

[3]Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants，IAEA-TECDOC-1624 2009：127-131[Z].

[4]李滿昌.一體化模塊式輕水堆IMR的設計特點[J].國外核動力，2006，27（3）：2-6.

[5]劉聚奎，唐傳寶.俄羅斯一體化壓水堆ABV-6M綜述[J].國外核動力，1997，18（3）：279-283.

[責任編輯：王楠]