耿一媧哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院

非能動安全系統(tǒng)在AP1000核電站應(yīng)用概述

耿一媧
哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院

本文以西屋公司研發(fā)的AP1000為例，對非能動安全系統(tǒng)做簡要的描述。作為第三代堆安全系統(tǒng)的重要部分，非能動安全技術(shù)在核電站的具體設(shè)計(jì)中有著廣泛的應(yīng)用。本文先闡明非能動的概念及其分類，然后以非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)為例，闡述非能動的設(shè)計(jì)理念在AP1000中的應(yīng)用，最后簡單說明了廣義非能動的概念。

非能動安全系統(tǒng)；AP1000；廣義非能動

1 非能動安全系統(tǒng)的概念

（1）系統(tǒng)除了不需要外部動力外，既無移動工質(zhì)，又無移動的機(jī)械部件。這是利用了系統(tǒng)的固有屬性，例如冷源和熱源之間熱連續(xù)通道的熱傳導(dǎo)和熱輻射。（2）系統(tǒng)動作由內(nèi)部參數(shù)變化引起，在實(shí)現(xiàn)其功能過程中有工質(zhì)的流動但無運(yùn)動的機(jī)械部件。例如在熱源和熱阱之間沿某一特定通道的自然循環(huán)，采用液閥或密度鎖。（3）系統(tǒng)功能基于不可逆動作或變化的某些設(shè)備，如安全隔離膜、止回閥、彈簧式安全閥和噴注箱等。他們具有運(yùn)動部件，但因不需要外部動力，仍屬于非能動設(shè)備范疇。[1]當(dāng)有突發(fā)性事件發(fā)生時，如自然災(zāi)害或操作人員運(yùn)行失誤，非能動安全余熱排出系統(tǒng)能在一定程度上保證反應(yīng)堆安全，即可以順利將反應(yīng)堆中的熱量帶出堆芯，防止堆芯熔毀，相對于僅依靠電力或其他機(jī)械部件的驅(qū)動維持反應(yīng)堆安全的能動系統(tǒng)，非能動的安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念對于工程安全領(lǐng)域是一次飛躍。從非能動的概念中可以看出，非能動并不是代表著完全可靠或者說非能動技術(shù)完全優(yōu)于能動技術(shù)，只是在原理上擁有著固有安全性，隨核電站技術(shù)水平的不斷提高，其對非能動安全技術(shù)的可靠性仍會不斷地有更高的要求。盡可能地將能動與非能動系統(tǒng)有機(jī)地結(jié)合以極大地提高核電站的可靠性是系統(tǒng)安全運(yùn)行的強(qiáng)有力的保障。有關(guān)學(xué)者將現(xiàn)有的非能動技術(shù)分類，主要有如下幾種類型：自然循環(huán)類型、重力作用類型、慣性作用類型、溫差傳遞類型、材料效應(yīng)類型、體積變化類型、虹吸效應(yīng)類型、密度鎖類型、負(fù)反饋類型、壓力作用類型、逆止閥類型、氫氣復(fù)合器等。

2 非能動安全系統(tǒng)的應(yīng)用

AP1000采用了先進(jìn)的非能動技術(shù)，在此基礎(chǔ)上也簡化核電廠房設(shè)計(jì)，提高了安全性和可維修性，同時也增強(qiáng)了核電站的可靠性和運(yùn)行能力。作為較為成熟的壓水堆技術(shù)，世界上絕大多數(shù)的壓水堆都采用了AP1000作為研究基礎(chǔ)。為了實(shí)現(xiàn)平穩(wěn)安全的運(yùn)行性能，AP1000采取了保守的壓水堆技術(shù)，將自然循環(huán)能力作為其安全系統(tǒng)的特點(diǎn)，在核電站設(shè)計(jì)之初強(qiáng)調(diào)了非能動技術(shù)理念的貫徹，安全系統(tǒng)多是采用如重力、慣性、密度差、對流等自然驅(qū)動力來實(shí)現(xiàn)對反應(yīng)堆在緊急情況下的安全保障等措施。例如在全廠失電的情況下，控制棒靠重力下落至反應(yīng)堆芯中實(shí)現(xiàn)緊急停堆；在主冷卻劑泵上設(shè)有飛輪以增加慣性，即使主泵斷電仍可依靠惰轉(zhuǎn)持續(xù)將反應(yīng)堆中的余熱帶出，防止出現(xiàn)堆芯熔毀事故；通過布置高位水箱，增加水的重力勢能，在回路上升段采取注氣加熱等手段，改變上升段流體密度甚至出現(xiàn)兩相流動的情況，以增加自然循環(huán)的驅(qū)動力，加速將熱量帶出。

AP1000重要的非能動安全設(shè)施包括非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）。在發(fā)生全廠斷電或電源喪失的情況下，泵類等機(jī)械設(shè)備不能正常工作，一回路依靠主冷卻劑系統(tǒng)的自然循環(huán)將反應(yīng)堆堆芯余熱排至蒸汽發(fā)生器，同時蒸汽發(fā)生器與冷卻器所在的二回路也發(fā)生著應(yīng)急給水的自然循環(huán)，這時三回路將從二回路吸收的熱量依靠一定的自然循環(huán)能力傳遞給最終的熱阱即海水，以非能動的形式排除堆芯余熱。同時注意到要持續(xù)地使回路中工質(zhì)保持自然循環(huán)需要一定的驅(qū)動力，當(dāng)剩余熱量的排出達(dá)到一定的程度時，系統(tǒng)由于密度差所帶來的自然循環(huán)驅(qū)動力不足以維持其繼續(xù)進(jìn)行，此時工質(zhì)的流動出現(xiàn)了暫歇現(xiàn)象，直到反應(yīng)堆積累的熱量又一次達(dá)到驅(qū)動三個回路繼續(xù)運(yùn)行的最低驅(qū)動要求為止，非能動余熱排出系統(tǒng)才能繼續(xù)運(yùn)行，所以這是一個間斷性的余熱排出過程。由于這個過程中仍然受制于一些不可控因素而導(dǎo)致系統(tǒng)失效，由此可看出此系統(tǒng)實(shí)際上并不是最優(yōu)的，目前來說只有實(shí)現(xiàn)能動與非能動技術(shù)的結(jié)合應(yīng)用，才能最大化的保證系統(tǒng)的安全。

另一個應(yīng)用于AP1000的重要非能動安全設(shè)施是非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）。若在安全殼所包容的一回路出現(xiàn)管道或設(shè)備破口，高溫高壓具有放射性蒸汽的泄漏使安全殼內(nèi)壓力上升，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)投入運(yùn)行。PSA系統(tǒng)中最重要的部件是采用雙層設(shè)計(jì)的安全殼結(jié)構(gòu)，內(nèi)表面是鋼制材料并將其作為傳熱表面，外表面是鋼筋混凝土的屏蔽結(jié)構(gòu)。殼內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽在冷的鋼制材料的內(nèi)表面凝結(jié)放熱，經(jīng)由鋼制殼的熱傳導(dǎo)傳至鋼殼的外表面。在鋼殼體的外表面通過熱對流、熱輻射將熱量傳遞給外側(cè)的水和空氣。同時廠房內(nèi)的空氣通過導(dǎo)流裝置順著安全殼外部逐級上升，在上升過程中不斷帶走安全殼外部的熱量，最后通過上部的排氣裝置返回到環(huán)境中，形成自然循環(huán)。在上部設(shè)置有儲水箱，當(dāng)安全殼溫度達(dá)到設(shè)定值時，高位儲水箱向受熱的鋼制安全殼噴淋冷卻。

3 廣義非能動系統(tǒng)

韓旭等人提出了廣義非能動的觀念：一個系統(tǒng)具有非能動的特性，即高可靠性、簡捷性、自動性，其功能所需的能量來自于系統(tǒng)能量或其能源子系統(tǒng)，其時間空間特性滿足應(yīng)用的要求，則此系統(tǒng)定義為廣義非能動系統(tǒng)。廣義非能動系統(tǒng)在功能上與一般意義上的非能動系統(tǒng)是相似的，其應(yīng)用于核電站設(shè)計(jì)上可進(jìn)一步提高核電站的安全水平。

4 結(jié)論

AP1000核電廠被設(shè)計(jì)為一種能滿足要求并能在世界范圍內(nèi)廣泛適用的先進(jìn)技術(shù)，作為較為典型的非能動型核電廠，它除了在設(shè)計(jì)上擁有核電站的固有安全性，還能最大限度的簡化核電站的總體設(shè)計(jì)及建設(shè)成本，相比前幾代堆型其運(yùn)行成本及維修造價(jià)也能有較大的降低，對于核電廠的經(jīng)濟(jì)性發(fā)展和安全水平的大幅度提高有明顯的促進(jìn)作用。對非能動技術(shù)的深入研究是能源領(lǐng)域的挑戰(zhàn)，同時要將能動技術(shù)與非能動技術(shù)有機(jī)結(jié)合，注重技術(shù)革新，強(qiáng)調(diào)其在核安全中的重要作用，是核領(lǐng)域研究學(xué)者不斷面對的挑戰(zhàn)。

[1]彭敏俊，王兆祥.船舶核動力裝置[M].北京：原子能出版社，2009.8

[2]西屋電氣公司.西屋公司的AP1000先進(jìn)非能動型核電廠[J].現(xiàn)代電力,2006.10，23（5）.

[3]周濤，李精精，汝小龍等.核電機(jī)組非能動技術(shù)的應(yīng)用及其發(fā)展[J].中國電機(jī)工程學(xué)報(bào)，2013.3，33（8）.