張軍承

(國核工程有限公司，上海 200233)

0 引言

核電站的安全運(yùn)營不僅是一種商業(yè)行為，更是一種社會責(zé)任。作為核電站三大基本功能之一的“余熱導(dǎo)出功能”對核電站的安全有著舉足輕重的作用。對于壓水堆核電站而言，在停堆冷卻、設(shè)備維修和反應(yīng)堆換料停堆期間，堆芯余熱排出系統(tǒng)以及其他相關(guān)單元應(yīng)正確地投運(yùn)，否則，若發(fā)生喪失余熱排出功能的事故，會導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯裸露以及隨后的燃料包殼損壞，甚至?xí)斐煞派湫粤炎儺a(chǎn)物向外界環(huán)境釋放的嚴(yán)重后果。美國西屋公司的AP 1000是第3代核電技術(shù)，它的余熱導(dǎo)出系統(tǒng)設(shè)計獨(dú)特，功能先進(jìn)，引入了“非能動”的全新理念，提高了反應(yīng)堆停堆過程的安全裕度。

1 核電站反應(yīng)堆堆芯余熱產(chǎn)生的機(jī)制

核電廠與常規(guī)電廠有一個顯著不同:當(dāng)核電站的反應(yīng)堆停閉以后，核功率雖然消失，但由裂變碎片及中子俘獲產(chǎn)物的衰變所產(chǎn)生的剩余功率卻下降緩慢，導(dǎo)致壓水堆一回路內(nèi)部還留存有一定的剩余功率。這些剩余功率表現(xiàn)為反應(yīng)堆堆芯衰變熱以及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的顯熱，其主要包括以下幾個部分:

(1)剩余裂變發(fā)熱

式中:P(t)為停堆t時后的剩余裂變功率;P(0)為停堆前的堆功率;t為停堆時間。

(2)剩余衰變發(fā)熱。

1)裂變產(chǎn)物的衰變熱

式中:t′為停堆前反應(yīng)堆連續(xù)運(yùn)行的時間;A，a均為系數(shù)。

2)中子俘獲反應(yīng)產(chǎn)物的衰變熱

反應(yīng)堆停堆后，其剩余功率按照一個負(fù)的周期迅速衰減，周期的長短最終取決于壽命最長的放射緩發(fā)中子裂變核群的半衰期。停堆后不同種類的熱源隨時間變化的特性各不相同，其中的顯熱和剩余中子裂變熱大約在30 s內(nèi)傳出。其后，主要表現(xiàn)為衰變熱。

以滿功率長期運(yùn)行的壓水堆為例，停堆后反應(yīng)堆的剩余功率(主要是衰變熱)隨時間變化的衰減規(guī)律見表1。

表1 壓水堆的衰變熱

在核電站運(yùn)營期間，操縱員可以調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的核功率，但卻控制不了反應(yīng)堆剩余功率的釋放。為了保障反應(yīng)堆的安全，任何時刻都必須將剩余功率導(dǎo)出。因此，核安全的主要問題是:要在任何情況下保證反應(yīng)堆堆芯燃料的持續(xù)、有效冷卻。

2 AP 1000停堆冷卻系統(tǒng)與第2代核電技術(shù)的設(shè)計差異及特點(diǎn)

AP 1000核電站是美國西屋公司在第2代核電技術(shù)和多年核電機(jī)組實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，優(yōu)化設(shè)計的創(chuàng)新型第3代核電技術(shù)。它完善了第2代核電技術(shù)的一些不足之處，采用經(jīng)過美國核管會(NRC)獨(dú)立驗(yàn)證的新技術(shù)，顯著改善了核電機(jī)組的安全性和經(jīng)濟(jì)性。AP 1000正常余熱排出系統(tǒng)重要設(shè)計參數(shù)見表2。

表2 AP 1000正常余熱排出系統(tǒng)重要設(shè)計參數(shù)

與第2代核電機(jī)組相比(以廣東大亞灣核電機(jī)組為例)，AP 1000的正常余熱排出系統(tǒng)(RNS)在以下幾個方面進(jìn)行了改進(jìn)。

(1)RNS設(shè)計的安全級別降為非核級，提高了核安全性能，同時降低了核電經(jīng)濟(jì)成本。

(2)第2代核電技術(shù)將系統(tǒng)內(nèi)的2臺RNS水泵布置在安全殼內(nèi)，AP 1000設(shè)計時則布置到了安全殼外，同時增加了4個安全殼隔離閥。這樣的設(shè)計增大了安全殼內(nèi)的容積空間，同時還為RNS泵提供了保護(hù)，避免了事故工況下水泵被水淹沒而失效，提高了設(shè)備的安全、可靠性。

(3)RNS增設(shè)了對安全殼內(nèi)置換料水貯存箱(IRWST)的冷卻功能。在正常運(yùn)行工況下，通過RNS的熱交換器，可將IRWST的水溫控制在50℃以下。在事故工況下，通過RNS冷卻，避免IRWST內(nèi)的水沸騰。而第2代核電技術(shù)的正常余熱排出系統(tǒng)沒有設(shè)計對IRWST的冷卻功能。

(4)RNS增設(shè)了對乏燃料水池冷卻系統(tǒng)(SFS)乏燃料水池的冷卻功能。提高了SFS熱交換器冷卻功能的冗余度，第2代核電技術(shù)無此設(shè)計。

(5)RNS增設(shè)了從屏蔽容器裝料池取水的功能。在事故工況下，RNS余熱排出泵可以選擇從屏蔽容器裝料池取水，向堆芯注水，冷卻堆芯，增加了堆芯冷卻水源。第2代核電技術(shù)的正常余熱排出系統(tǒng)沒有設(shè)計該項(xiàng)功能。

(6)在發(fā)生大的失水事故(LOCA)時，反應(yīng)堆堆芯被淹沒，以地坑再循環(huán)模式進(jìn)行自然循環(huán)冷卻的同時，當(dāng)條件滿足時RNS可以投入運(yùn)行，進(jìn)行局部強(qiáng)制循環(huán)冷卻，提高了反應(yīng)堆堆芯的安全冷卻功能。第2代核電技術(shù)只能依靠地坑噴淋水再循環(huán)系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)冷卻功能，冷卻效率較低。

非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)設(shè)計為抗震I類、核安全相關(guān)系統(tǒng)，屬于AP 1000專設(shè)安全系統(tǒng)的重要組成部分。PXS由非能動堆芯余熱排出系統(tǒng)(PRHRS)和非能動安全注入系統(tǒng)(PSIS)2部分組成。主要設(shè)備包括2個安注箱(ACC)、2個堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、1個安全殼內(nèi)置換料水貯存箱(IRWST)、1個非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)、2個自動降壓系統(tǒng)(ADS)噴淋器、4個pH值調(diào)節(jié)籃以及IRWST濾網(wǎng)和IRWST集水器等。這些設(shè)備根據(jù)不同的設(shè)計標(biāo)高、安裝位置分布在核島安全殼內(nèi)部。

“非能動”新概念理論的應(yīng)用，是AP 1000區(qū)別于第2代核電技術(shù)的最突出的特點(diǎn)。

AP 1000非能動安全設(shè)施相關(guān)系統(tǒng)的運(yùn)行不需要交流電源，也不需要泵及相關(guān)的支持系統(tǒng)。在事故工況下，非能動安全系統(tǒng)僅依靠自然力來驅(qū)動(例如重力、自然循環(huán)和壓縮空氣)。反應(yīng)堆堆芯的冷卻采用“非能動”設(shè)計思想，取消了安全級的應(yīng)急電源，極大地降低了發(fā)生人為失誤的可能性，顯著地提高了系統(tǒng)運(yùn)行的可靠性以及核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性。以下是AP 1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)與第2代核電機(jī)組的設(shè)計差別(以廣東大亞灣核電機(jī)組為例):

(1)對于PXS，用非能動的堆芯補(bǔ)水箱(CMT)取代了龐大復(fù)雜的高壓安注系統(tǒng)，減少了2臺高壓安注泵以及大量的安注管線和閥門，減少了機(jī)械貫穿件的數(shù)量，是AP 1000的設(shè)計亮點(diǎn)。把第2代核電技術(shù)的安注泵、上充泵系統(tǒng)的通過熱段安注、冷段安注、冷熱段同時安注等復(fù)雜的安注過程，簡化為反應(yīng)堆壓力容器的直接安注，減少了大量的操作，對減少核電站運(yùn)行操作工作量有著十分重要的現(xiàn)實(shí)意義。

(2)AP 1000的中壓安注原理與第2代核電技術(shù)基本相同，只是用球形安注箱(ACC)取代了第2代核電技術(shù)的圓柱形容器罐，其他并無實(shí)質(zhì)性差異。第2代核電技術(shù)設(shè)計了3個中壓安注箱，總?cè)莘e為47.7×3=143.1(m3);而 AP 1000設(shè)計了2個中壓安注箱，總?cè)莘e為56.6 ×2=113.2(m3)，中壓安注水裝量少些，但能滿足要求。

(3)AP 1000的低壓安注系統(tǒng)利用IRWST的高位水壓頭向反應(yīng)堆堆芯注水，取消了低壓安注水泵以及大量的管線閥門，簡化了大量復(fù)雜的操作。增設(shè)了嚴(yán)密隔離的爆破閥，事故時打開，執(zhí)行安注程序。

(4)內(nèi)置換料水箱水容積為2860 m3，布置在安全殼內(nèi)部。采用第2代核電技術(shù)配置的換料水箱容積是1600 m3，布置在安全殼外部。IRWST被賦予了熱阱的功能，它可以接受穩(wěn)壓器超壓釋放的一回路冷卻劑熱量(以蒸汽方式)并對其進(jìn)行冷卻。采用第2代核電技術(shù)的換料水箱設(shè)計不接受其他熱源，換料水箱內(nèi)的水是常溫的，無需冷卻。

PXS在假想設(shè)計基準(zhǔn)事故下提供反應(yīng)堆的應(yīng)急堆芯冷卻。在非LOCA事故工況下，非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)提供堆芯衰變熱的排出;在正常補(bǔ)水系統(tǒng)供應(yīng)不足的情況下CMT提供RCS補(bǔ)水和硼化;在各類LOCA過程中，CMT，ACC，IRWST以及安全殼再循環(huán)水向RCS提供非能動的注水;pH值調(diào)節(jié)籃內(nèi)裝有顆粒狀的磷酸三鈉(TSP)，可維持再循環(huán)水pH值在8左右。

AP 1000在“半管(Mid－Loop)”運(yùn)行工況下，反應(yīng)堆停堆換料期間，RNS正常投入，連續(xù)對堆芯進(jìn)行冷卻。當(dāng)蒸汽發(fā)生器(SG)的下封頭進(jìn)、出口管嘴裝上封蓋后即可進(jìn)行SG在役檢查或維修。

AP 1000的“Mid－Loop”系統(tǒng)設(shè)計特點(diǎn)如下:

(1)屏蔽電動機(jī)主泵(RCP)與蒸汽發(fā)生器(SG)為一體化設(shè)計，這樣設(shè)計的優(yōu)點(diǎn)是:裝置結(jié)構(gòu)緊湊，取消了RCP與SG之間的冷段一回路管道，在節(jié)省高壓管材的同時，減少了流體環(huán)路的水阻力，提高了反應(yīng)堆冷卻劑的循環(huán)效率。

(2)大大簡化了反應(yīng)堆主設(shè)備的支承系統(tǒng)。SG設(shè)計采用單根垂直支撐;同時，由于主設(shè)備一體化的設(shè)計，取消了RCP復(fù)雜的垂直與橫向支吊架支承系統(tǒng)。設(shè)計為簡化的設(shè)備支吊架系統(tǒng)，有利于RCP的裝拆和維修。

(3)反應(yīng)堆壓力容器的冷段、熱段環(huán)路管道設(shè)計上存在高度差，冷段管道中心線比熱段管道中心線高出444.5 mm;熱管段位置較傳統(tǒng)設(shè)計高出很多;當(dāng)RCS將熱管段水位降到80%的熱段正常水位時，穩(wěn)壓器內(nèi)的工質(zhì)通過熱段管道“半管”通道進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，與此同時，SG與主泵本體內(nèi)的工質(zhì)已經(jīng)排空。這樣，當(dāng)建立“Mid－Loop”運(yùn)行工況后，可及時對SG與主泵進(jìn)行檢修。

(4)RNS與反應(yīng)堆壓力容器熱管段接管座呈漸縮形管嘴。這樣的設(shè)計有2點(diǎn)好處:由于反應(yīng)堆壓力容器熱管段管徑大，工質(zhì)流速低，相對于沒有減縮形管嘴設(shè)計的系統(tǒng)，增大了半管運(yùn)行工況下RNS泵入口汽蝕余量的安全裕度;大量試驗(yàn)證明，采用該設(shè)計的系統(tǒng)，在“Mid－Loop”運(yùn)行工況下，即使RNS泵入口產(chǎn)生“渦流”現(xiàn)象，泵入口進(jìn)入的空氣量仍低于5%，使泵入口產(chǎn)生汽蝕的可能性大大降低。

(5)RNS泵的入口管線設(shè)計成“自排氣”管線。RNS泵的入口管線，從泵入口到RCS熱管段設(shè)計為一個持續(xù)向上的坡度，沒有局部高點(diǎn)。這樣，當(dāng)RNS泵吸入過量空氣產(chǎn)生汽蝕而停泵后，不需要重新向泵的入口管線充水。當(dāng)熱管段重新建立起足夠高的水位時，泵可立即啟動。在以往的設(shè)計中，由于管線設(shè)計復(fù)雜，存在局部高點(diǎn)，當(dāng)留存有空氣時，系統(tǒng)需要重新注水排氣。

(6)“Mid－Loop”運(yùn)行系統(tǒng)設(shè)計有寬量程穩(wěn)壓器水位計以及窄量程熱管段水位計。該設(shè)計能為整個穩(wěn)壓器提供水位指示，在停堆操作期間，穩(wěn)壓器降到半管水位時，仍能提供連續(xù)讀數(shù)顯示。RCS在每條熱管段上都有一個窄量程水位計，用于電站冷停期間在主控室提供熱管段精確水位指示信號。這些水位監(jiān)控特性明顯提高了半管運(yùn)行期間的可靠性。

3 AP 1000壓水堆堆芯冷卻系統(tǒng)控制策略

AP 1000對于壓水堆的堆芯冷卻設(shè)計，主要考慮了正常停堆冷卻工況、事故運(yùn)行工況(包括Non－LOCA事故、LOCA事故和停堆事故等)并分別采取了不同的控制策略。

3.1 正常停堆冷卻過程

核電站停運(yùn)期間，只要啟動給水系統(tǒng)(SFW)可以正常運(yùn)行，并且化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(CVS)能夠維持RCS水裝量，則非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)不會觸發(fā)。正常停堆冷卻過程步驟如下。

3.1.1 反應(yīng)堆冷卻劑的硼化和除氣

停堆前，硼酸溶液從CVS添加到RCS冷卻劑中，使冷卻劑中的硼濃度滿足冷停堆的要求。在冷卻劑硼化過程中，補(bǔ)給了相對高濃度的硼水，若穩(wěn)壓器的水位太高，此時通向廢液系統(tǒng)暫存箱的下泄通道排放閥自動打開，排出部分低濃度的硼水，以維持穩(wěn)壓器水位穩(wěn)定。

如果停堆是為了換料或其他原因，需要打開RCS的壓力邊界，利用 CVS和放射性廢液系統(tǒng)(WLS)為冷卻劑進(jìn)行排氣，減少冷卻劑中的放射性裂變氣體和氫的含量。

3.1.2 第1個階段:SGS和 RCS配合進(jìn)行堆芯冷卻

在停堆冷卻初期，冷卻劑中滯留有衰變熱、顯熱等剩余熱功率，通過蒸汽發(fā)生器把熱量傳導(dǎo)給二回路的主蒸汽，二回路的蒸汽通過旁路排放系統(tǒng)減溫、減壓后排放到汽輪機(jī)組的冷凝器。這種冷卻模式一直運(yùn)行到RNS能夠投入。

該階段約需4 h，之后，當(dāng)蒸汽壓力降到0.86 MPa左右時，旁路排放系統(tǒng)退出，蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)(BDS)繼續(xù)運(yùn)行，排出蒸汽發(fā)生器的熱量。同時，RNS投入運(yùn)行，承擔(dān)從RCS導(dǎo)出堆芯余熱的工作。

在反應(yīng)堆停堆冷卻過程中，穩(wěn)壓器電加熱器與噴淋系統(tǒng)控制著穩(wěn)壓器的汽腔壓力。隨著RCS壓力和溫度的降低，PXS的一些功能被隔離。

(1)RCS壓力降到6.9MPa左右時，關(guān)閉安注箱注入管線上的隔離閥，以防止在RCS壓力低于安注箱壓力時安注箱誤注入。

(2)RCS降壓后，在進(jìn)行穩(wěn)壓器和RCS排水前，關(guān)閉CMT入口管線上的電動隔離閥。

3.1.3 第2個階段:通過RNS導(dǎo)出堆芯余熱

停堆前，操作員首先把IRWST的進(jìn)、出口管線與RNS導(dǎo)通，啟動RNS泵運(yùn)行一段時間，提高RNS中的硼濃度并做硼濃度取樣檢測，必要時調(diào)節(jié)硼濃度。

當(dāng)RNS運(yùn)行工質(zhì)的硼濃度達(dá)到設(shè)計值時，關(guān)閉IRWST進(jìn)、出口隔離閥，將 RNS與 IEWST系統(tǒng)隔離。

當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑溫度在177℃以下、壓力低于3.1MPa時，將RNS與RCS導(dǎo)通，RNS投入運(yùn)行，開始第2個階段的堆芯冷卻。

由于冷卻，穩(wěn)壓器內(nèi)工質(zhì)的壓力、溫度不斷降低，為保證RCP的正常運(yùn)行，避免RCP發(fā)生汽蝕，依靠穩(wěn)壓器的電加熱器，保持穩(wěn)壓器內(nèi)汽腔壓力高于RCP安全運(yùn)行所需的汽蝕余量(NPSH)。

RCS溫度降到80℃左右時，通過CVS將過氧化氫添加到RCS中，以降低RCS的放射性。穩(wěn)壓器汽腔消失，充滿水后，通過CVS的下泄流控制閥來控制RCS的壓力，打開穩(wěn)壓器噴淋閥，以保持穩(wěn)壓器與RCS其他部分冷卻劑的化學(xué)成分均勻。

RCS溫度降到70℃左右后，在RCS的放射性降到可以進(jìn)行計劃停堆操作時，可將RCP停止運(yùn)行。冷停堆后，RNS為CVS的凈化流提供驅(qū)動力。3.1.4 “Mid－Loop”運(yùn)行方式堆芯冷卻

通常情況下，在反應(yīng)堆停堆后大約96 h，RCS溫度可以降到低于50℃，RCS壓力降至常壓狀態(tài)。此時，若RCS需要進(jìn)行維護(hù)或換料操作，則反應(yīng)堆堆芯可通過“Mid－Loop”運(yùn)行方式繼續(xù)進(jìn)行冷卻。

在進(jìn)行“Mid－Loop”運(yùn)行前，操作員將CVS下泄控制閥置于“換料排水”模式，此時手動關(guān)閉補(bǔ)水泵，下泄流控制閥將控制排放到WLS的排水流量。一旦RCS水位達(dá)到了熱段的頂端，排水流量將降低，以便于水位的控制。

當(dāng)反應(yīng)堆壓力容器的熱段水位降到熱段滿管水位的80%時，操作員可以隔離下泄控制閥，停止排水。當(dāng)“Mid－Loop”運(yùn)行條件達(dá)到后，RNS泵可以在“Mid－Loop”方式下正常運(yùn)行，進(jìn)行堆芯冷卻。此時，可以打開RCS壓力邊界，進(jìn)行設(shè)備維修。

3.2 反應(yīng)堆堆芯冷卻系統(tǒng)的事故運(yùn)行工況

AP 1000設(shè)計了多種反應(yīng)堆停堆冷卻手段，除了正常停堆冷卻方式外，當(dāng)發(fā)生Non－LOCA，LOCA等事故工況時，反應(yīng)堆的保護(hù)和安全監(jiān)督系統(tǒng)(PMS)、多樣性驅(qū)動系統(tǒng)(DAS)聯(lián)鎖保護(hù)動作，相繼觸發(fā)安注信號、PRHR HX、自動降壓系統(tǒng)(ADS)、IRWST注入、安全殼再循環(huán)冷卻等相關(guān)系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆堆芯冷卻。

(1)第1種方式:通過非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)排出堆芯余熱。

反應(yīng)堆停堆后，當(dāng)出現(xiàn)蒸汽發(fā)生器液位低且啟動給水流量低時，則通過PRHR HX實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻。其中，非能動余熱排出熱交換器布置在比RCS環(huán)路高的安全殼內(nèi)置換料水貯存箱(IRWST)內(nèi)，一回路主泵不可用時，反應(yīng)堆冷卻劑依靠工質(zhì)的熱密度差，以自然循環(huán)方式流過非能動余熱排出熱交換器，實(shí)現(xiàn)余熱導(dǎo)出，這是一種自然循環(huán)的冷卻方式。

(2)第2種方式:通過正常余熱排出系統(tǒng)(RNS)熱交換器排出堆芯余熱。

反應(yīng)堆停堆后，當(dāng)啟動給水系統(tǒng)出現(xiàn)故障且非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHR)不可用時，則可啟動ADS，降低反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力。當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑溫度低于177℃、壓力低于 3.1 MPa時，RNS投運(yùn)，CCS通過RNS熱交換器把一回路余熱導(dǎo)出，這是一種強(qiáng)制循環(huán)的冷卻方式。

(3)第3種方式:通過非能動安全殼再循環(huán)冷卻系統(tǒng)排出堆芯余熱。

若RNS泵也不能運(yùn)行，當(dāng)安注箱、CMT和IRWST注水完成，安全殼內(nèi)的淹沒水位足夠高時，啟動安全殼再循環(huán)冷卻，實(shí)現(xiàn)堆芯余熱導(dǎo)出。安全殼內(nèi)的水加熱到飽和溫度后，蒸汽開始向安全殼排放，直到安全殼內(nèi)的蒸汽在鋼殼內(nèi)壁上冷凝，鋼殼以非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)作為熱阱進(jìn)行冷卻，這是一種自然循環(huán)的冷卻方式。

4 結(jié)束語

當(dāng)前，對于壓水堆核電站堆芯冷卻系統(tǒng)的設(shè)計，美國西屋公司針對AP 1000提出的“非能動”理念應(yīng)該是可取的、先進(jìn)的。即使面臨日本福島核電站當(dāng)時的惡劣條件，AP 1000的先進(jìn)技術(shù)依然可以保障核電站的安全。AP 1000的全球“首堆”建在中國，人們希望AP 1000第3代核電技術(shù)能夠經(jīng)得起科學(xué)、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)目己蓑?yàn)證，給核電事業(yè)帶來新的期待。

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