沈全華，蓋秀清，傅晟威

(海軍工程大學(xué)，湖北 武漢 430033)

0 引言

船用壓水堆的非能動余熱排出系統(tǒng)可設(shè)置在一回路或二回路。當(dāng)設(shè)置在一回路時，換熱器的二次側(cè)一般可采用氣體冷卻或海水冷卻，設(shè)置在二回路時，換熱器的二次側(cè)一般采用海水冷卻。具體而言，非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)置在一回路時，且采用海水冷卻方式的效率相對較高，但當(dāng)換熱器發(fā)生破口時容易引起海水倒灌污染一回路冷卻劑。非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)置在二回路時，雖然可以有效避免海水倒灌的安全隱患，但極易受到蒸汽發(fā)生器傳熱管倒流影響［1］，一回路自然循環(huán)很難建立，系統(tǒng)換熱效率比較低，無法有效導(dǎo)出堆芯余熱。本文研究的MAX一體化船用壓水堆非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)置在一回路，并采用了大氣冷卻系統(tǒng)，既提高了安全性又保證了非能動系統(tǒng)的換熱效率，具有較好的應(yīng)用價值。

1 反應(yīng)堆及非能動系統(tǒng)

本文研究的MAX一體化壓水堆(見圖1)具有以下特點［1］:

1)采用將一回路系統(tǒng)設(shè)備安裝在反應(yīng)堆容器內(nèi)的一體化壓水堆，實現(xiàn)反應(yīng)堆系統(tǒng)的小型化、輕量化，并取消一回路循環(huán)管道，排除了發(fā)生失水事故的可能性，提高了安全性，工程安全系統(tǒng)得到了簡化;

圖1 反應(yīng)堆裝置整體布置圖［2］Fig.1 Structure of the nuclear power plant

2)采用反應(yīng)堆容器內(nèi)裝式控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)，可排除控制棒的彈棒事故;

3)采用反應(yīng)堆容器水淹式安全殼，可實現(xiàn)非能動堆芯淹沒，并利用填充水作為放射性屏蔽層使用，取消了二次屏蔽層，達(dá)到了大幅減少重量的目的;

4)在確保非能動堆芯淹沒水的同時，還采用了依靠自然循環(huán)去除事故時衰變熱的非能動安全系統(tǒng)，工程安全系統(tǒng)得到進(jìn)一步的簡化，提高了安全性;

5)由于系統(tǒng)的簡化，非能動安全系統(tǒng)、高度自動化的采用，運行性能也得到了提高。

該堆型的非能動余熱排除系統(tǒng)(流程見圖2)屬于一回路非能動系統(tǒng)，主要由應(yīng)急衰變熱排除系統(tǒng)(EDRS)、安全殼和應(yīng)急安全殼水冷卻系統(tǒng)3部分組成。

1)應(yīng)急衰變熱排除系統(tǒng)(EDRS)由設(shè)在安全殼內(nèi)的應(yīng)急衰變熱冷卻器、氫儲存箱、隔離閥及管道構(gòu)成。EDRS在接到動作信號后，由可靠性非常高的獨立直流電源供電，使隔離閥打開，開始運行。應(yīng)急衰變熱冷卻器安裝在比一回路冷卻劑泵高的水平位置，利用自然循環(huán)，使一回路冷卻劑與安全殼水進(jìn)行熱交換，實現(xiàn)冷卻。

2)安全殼容納整個反應(yīng)堆及一回路冷卻設(shè)備，內(nèi)部充滿水，上部有26～40 m3的氣相部。系統(tǒng)正常運行時，安全殼水與一回路壓力邊界進(jìn)行熱交換。事故工況下主要與EDRS中的應(yīng)急衰變熱冷卻器進(jìn)行熱交換，安全殼水吸收EDRS排出的剩余衰變熱。安全殼最高使用壓力為4.0 MPa，最高使用溫度為200℃。安全殼水采用自然對流方式與系統(tǒng)進(jìn)行熱交換。

3)應(yīng)急安全殼水冷卻系統(tǒng)由設(shè)置在安全殼內(nèi)的熱交換器蒸發(fā)部及設(shè)置在上甲板的熱交換冷凝部等構(gòu)成。該系統(tǒng)任何工況下都保持連續(xù)運行，系統(tǒng)運行不需要供給電力。它能將安全殼水中的熱量最終排放到屬于最終熱釋放場所的大氣中，并具有將安全殼水溫長期保持在規(guī)定溫度以下的功能。

圖2 非能動系統(tǒng)流程示意圖Fig.2 Scheme of PRHRS

2 模型

2.1 理論模型

采用RELAP5/MOD3.2程序進(jìn)行模擬分析計算，因此計算所用到的理論模型基本與RELAP5/MOD3.2［3］一致。但由于本文研究一體化壓水堆的特點，需要對程序中的部分模型做如下修改:

1)該一體化壓水堆采用直流盤管式蒸汽發(fā)生器，它的傳熱管換熱效率要高于普通蒸汽發(fā)生器，RELAP5無法準(zhǔn)確模擬這一部件。這里需要修改程序中相關(guān)傳熱方程以使模型能夠模擬這種加強(qiáng)換熱的蒸汽發(fā)生器。具體方法是模擬多種功率下穩(wěn)態(tài)運行，將模擬所得二回路的相關(guān)數(shù)據(jù)與設(shè)計值比較，根據(jù)比較的結(jié)果調(diào)整傳熱方程中的倍增系數(shù)以獲得最佳模擬結(jié)果。

2)該堆型的非能動余熱排除系統(tǒng)的蒸發(fā)部和冷凝部回路采用氟利昂作為載熱介質(zhì)。RELAP5無法模擬該介質(zhì)。解決方法為:將RELAP5自帶的水表生成子程序中的水物性的插值點數(shù)據(jù)換為氟利昂的相關(guān)數(shù)據(jù)，編譯并用其創(chuàng)建氟利昂物性包。將生成的氟利昂物性文件代替原先自帶的重水物性文件。同時在輸入卡中設(shè)定相關(guān)水力控制體中的流體為重水。計算中程序?qū)⒆詣诱{(diào)用新的氟利昂物性包和自帶的輕水物性包。

3)RELAP5中自帶的臨界熱流密度查詢表不適用于該堆型的臨界熱流密度計算。這里選用文獻(xiàn)［1］中推薦的EPRI－1公式計算臨界熱流密度。具體關(guān)系式［4］如下:

式中:q'CHF為臨界熱流密度;qL為局部熱流密度;Xin和XL為入口含汽量和局部含汽量;系數(shù)A和C皆為隨壓力和質(zhì)量流量的函數(shù)。

式中:Pr為始動壓力 P/P臨界;P1～P8為0.5328，0.1212，1.6151，1.4066， －0.3090，0.4843，－0.3285和 －2.0749。

2.2 計算模型

對該堆型的反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)、二回路及非能動系統(tǒng)進(jìn)行水力控制體和熱構(gòu)件的劃分(其中二回路進(jìn)行了適當(dāng)?shù)暮喕?，建立計算模型。其中一回路的控制體劃分如圖3所示。在建模過程中，由于對象的特殊性及RELAP5功能上的制約和簡化計算，需要對安全殼部分的控制體的劃分進(jìn)行人為假設(shè)。由于安全殼水為自然循環(huán)，而RELAP5只能計算空間一維結(jié)構(gòu)，因此需要對模擬安全殼的控制體進(jìn)行如下劃分，模擬出安全殼水冷卻系統(tǒng)的自然循環(huán)流道(見圖4)。

圖3 反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)Fig.3 Model of the reactor coolant system

圖4 安全殼節(jié)點劃分示意圖Fig.4 Model of the containment

2.3 計算假設(shè)

為較好地分析非能動系統(tǒng)的動態(tài)特性，本文選擇對一體化壓水堆的電源喪失事故工況進(jìn)行仿真計算，并假設(shè)電源始終不能恢復(fù)。一體化壓水堆的具體參數(shù)如表 1［2］所示。

表1 一體化壓水堆主要參數(shù)Tab.1 Main parameters of the integrated PWR

3 事故下的動態(tài)特性

為了便于比較，本文進(jìn)行了2種設(shè)備狀態(tài)下的仿真計算，分別是投入非能動設(shè)備的假設(shè)狀態(tài)和屏蔽非能動設(shè)備的假設(shè)狀態(tài)。其中在屏蔽非能動設(shè)備的情況下，系統(tǒng)只能通過安全閥排熱泄壓。計算所得結(jié)果如圖5～圖10所示。

由結(jié)果可以看出，非能動余熱排出系統(tǒng)能夠明顯改善事故后果。事故后一回路的壓力和包殼表面溫度都有明顯下降趨勢。在電源喪失事故中，二回路壓力會最先突破壓力邊界限值，但在有非能動余熱排出系統(tǒng)的前提下，二回路壓力只會在事故的初期(290 s)達(dá)到峰值(6.6 MPa)，而后壓力會開始下降。這主要是因為初期二回路的溫度比一回路低，因此停堆后的余熱有一部分會繼續(xù)傳到二回路，導(dǎo)致二回路壓力和溫度上升。但由于非能動余熱系統(tǒng)的作用，停堆后一回路的溫度會開始下降，經(jīng)過一段時間后一回路和二回路的溫度趨于一致。此時二回路由吸熱轉(zhuǎn)為排熱，通過一回路將熱量排往非能動系統(tǒng)，同時也開始由升高轉(zhuǎn)為下降。

另外，由于有非能動系統(tǒng)這一大熱阱的作用，事故發(fā)生后自然循環(huán)的流量比無非能動假設(shè)狀態(tài)下的流量大了近一倍。這更有利于堆芯余熱的排出。

其他主要計算結(jié)果如下:

1)DNBR最小值2.169(事故發(fā)生后0.4 s)，燃料元件不會發(fā)生損壞。

2)安全殼壓力峰值0.2514 MPa(事故發(fā)生后大約17 h)，安全殼壓力不會超過限值。

3)安全殼溫度峰值101.85℃(事故發(fā)生后大約20 h)，安全殼溫度不會超過限值。

圖5 穩(wěn)壓器壓力響應(yīng)Fig.5 Behavior of pressure in pressurizer

4 結(jié)語

1)非能動系統(tǒng)的熱阱作用，有助于提高一體化反應(yīng)堆在事故停堆后的自然循環(huán)能力;

2)非能動系統(tǒng)的投入能夠明顯減輕二回路壓力邊界的負(fù)擔(dān);

3)發(fā)生事故后，非能動系統(tǒng)的投入不會增加對安全殼壓力邊界的負(fù)擔(dān);

4)安全殼內(nèi)冷卻水升溫緩慢，說明能量能夠通過非能系統(tǒng)中的空氣冷卻器排出。

基于以上結(jié)論可以認(rèn)為，非能動余熱排出系統(tǒng)配合一體化壓水堆的高自然循環(huán)能力能夠在發(fā)生電源喪失事故的情況下，降低反應(yīng)堆一、二回路壓力邊界的負(fù)擔(dān)，明顯提高反應(yīng)堆的安全性。

［1］王川，于雷.自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器倒U型管內(nèi)單相流體倒流特性分析［J］.核動力工程，2011，32(1):58－62.WANG Chuan，YU Lei.Investigation on single phase water reverse flow in the inverted U-tubes of steam generator under the condition of natural circulation［J］.Annals of Nuclear Energy，2011，32(1):58 －62.

［2］改進(jìn)型船用堆MRX的概念設(shè)計［R］.日本原子能研究所核動力船舶研究開發(fā)室.1993.

［3］INEL.RELAP5/MOD3.2 Code Manual［R］.Idaho:Ida2ho National Engineering Laboratory，1995.

［4］FIGHETTI C F，REDDY D G.Parametric study of CHF data(Available at the Columbia University Heat Transfer Research Facility)［C］:Columbia University，1982.