賀軍，蔡報煒，武玉增

中國船舶及海洋工程設(shè)計研究院，上海 200011

非能動安全技術(shù)是指不使用電能、機械能等外部能源輸入，僅利用自然力或自然界自發(fā)現(xiàn)象的方式，例如重力，來使系統(tǒng)自發(fā)運行的一種保證反應堆安全的技術(shù)，目前非能動安全系統(tǒng)已成為核動力裝置設(shè)計中的組成部分[1]。

非能動安全是第三代核電技術(shù)的一個顯著特點，因其工作原理簡單可靠，可有效降低堆芯熔毀概率[2]，減少能動安全設(shè)施的配置，簡化核動力裝置的冗余設(shè)計，提高核動力裝置的安全和經(jīng)濟性。非能動余熱排出技術(shù)被認為是二代堆和三代堆的主要區(qū)別之一[3]，目前在幾乎所有第三代與第四代新型反應堆的設(shè)計中，均采用了非能動余熱排出系統(tǒng)[4]。對于船用核動力裝置的孤島特性，非能動余熱排出技術(shù)無疑具有重要的意義。

本文以船用核動力裝置為研究對象，初步探討船用非能動余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計方案，以及不同設(shè)計方案的特點和可行性。

1 非能動余熱排出系統(tǒng)技術(shù)路線

在核電領(lǐng)域，非能動余熱排出系統(tǒng)既可以布置在一次側(cè)也可以布置在二次側(cè)。一般來說，采用直流蒸汽發(fā)生器的核動力系統(tǒng)多采用二次側(cè)非能動余熱排出方案[5]；而對于常采用自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器的分散式布置堆型，則既有一次側(cè)非能動余熱排出方案也有二次側(cè)非能動余熱排出方案[6]。

不同國家對于非能動余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計也存在一定的傾向性，例如美國西屋公司傾向于將非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)置在主冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)，即采用一次側(cè)余熱排出方案；而其他國家設(shè)計的壓水堆，其非能動余熱排出系統(tǒng)則側(cè)重于設(shè)置在主冷卻劑承壓邊界外，采用二次側(cè)余熱排出方案[7]。

目前世界上主要第三代反應堆非能動余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計方案對比如表1 所示。

表1 第三代核電非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計方案比較

目前船用核動力裝置絕大多數(shù)都是采用壓水堆的型式，逐步由分散式布置向一體化方向發(fā)展。由于船舶的特殊性，在核動力裝置系統(tǒng)設(shè)計上與核電站還有較大差異，選擇一次側(cè)方案還是二次側(cè)方案，還需要考慮以下因素：

1）放射性的控制。與二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)相比，布置于一次側(cè)時可以相對減小對放射性的包容性[8]。

2）核動力裝置整體尺寸及布局。一次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)中的換熱器需放在堆艙內(nèi)，這可能會導致反應堆艙的高度進一步提高，相應的總體空間及屏蔽重量都變大了。

3）一般來說，一次側(cè)余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計壓力和工作壓力可與反應堆系統(tǒng)壓力相當，工作介質(zhì)常處于單相流狀態(tài)；而二次側(cè)方案中的工作介質(zhì)則為汽液兩相流，且工作壓力相對較低，這也使得二次側(cè)方案下自然循環(huán)的驅(qū)動力更高，在冷熱芯高差沒有裕度的船用條件下，自然循環(huán)流量高。

綜上所述，對于船用核動力裝置而言，在布置許可的情況下，非能動余熱排出系統(tǒng)采用二次側(cè)的方案更加合理，也可以滿足一體化反應堆對余熱排出系統(tǒng)的要求。

2 船用核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)特殊性分析

1）空間緊湊，布置難度高。船用核動力裝置受限于船體空間和重量的要求，首先需要考慮的就是資源的最優(yōu)化利用，必須將空間和安全性協(xié)同考慮。相比較而言，在核電廠中常見的PRHRS[9]系統(tǒng)中，一般會在反應堆的頂部設(shè)置一只容量巨大的冷卻水箱，從而保證具有足夠的可靠熱阱和自然循環(huán)驅(qū)動力。而對于船用條件來說，既沒有如此大的空間來提供可靠冷源，從布置、運行上也不能接受，采用類似設(shè)計會大幅降低核動力船舶的總體性能，只能另尋他徑。圖1 是華龍一號二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)示意圖。

圖1 華龍一號二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)示意

2）船用環(huán)境。在進行船用核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計時，另一個需重點考慮的因素是船用環(huán)境，即船舶會受到海洋條件的影響。例如，當發(fā)生失電事故時，隨著反應堆停堆，船舶失去主動力，會整體隨海況進行多自由度運動[10]。對于非能動余熱排出系統(tǒng)來說，非穩(wěn)態(tài)的外部運動條件可能會對自然循環(huán)驅(qū)動力形成影響，特別是非能動余熱排出系統(tǒng)整體受到的慣性力和系統(tǒng)中冷源的可靠性問題需要重視。

3）冷源的選擇。核動力船舶獨立航行在大海上，非能動余熱排出系統(tǒng)可以選擇的冷源有空氣、淡水和海水。若選擇空氣作為冷源，則空氣與換熱器傳熱管之間的換熱系數(shù)較低，將導致?lián)Q熱設(shè)備尺寸過大，使得系統(tǒng)及設(shè)備對總體資源損耗巨大，可行性不高。而選擇淡水和海水作為冷源，其優(yōu)劣對比如表2 所示。

表2 不同冷源對船用非能動余熱排出系統(tǒng)的影響

海水是船舶運行環(huán)境中的天然冷源，取之不盡用之不竭，對核動力船舶來說，海水作為最終熱阱應是設(shè)計的首選。

3 采用不同冷源的非能動余熱排出系統(tǒng)方案初步分析

3.1 海水換熱方案

對于水面船舶來說，冷源（海水）和熱源（蒸汽發(fā)生器）的相對位置是限制自然循環(huán)能力的主要因素之一。一般來說，核動力船舶都在萬噸以上，吃水線距離基線約在8～12 m，較為典型的如核動力破冰船吃水約為8～11 m，核動力航母(尼米茲、福特)吃水約為9～12 m。國外主要核動力艦船的吃水情況詳見表3（數(shù)據(jù)來源于公開軍事書籍[11]及互聯(lián)網(wǎng)，僅作參考。）。

表3 核動力艦船主要參數(shù)

以美國核動力航母的船型為例，選取吃水、水線寬等參數(shù)，結(jié)合蒸發(fā)器的相對位置，可大致將二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)布置如圖2 所示。

圖2 海水直接換熱示意

由圖2 可以看出，對于吃水約為12 m 左右的核動力航母，其雙層底高度一般不小于h0=25B+42d+300 mm（B為船寬，d為吃水），或h0=B/20。根據(jù)公開的主尺度數(shù)據(jù)，預估雙層底高度為2 m，蒸汽發(fā)生器距堆艙底部高度約3 m 左右（為了提高自然循環(huán)能力，蒸汽發(fā)生器一般高于反應堆芯，參考國外反應堆結(jié)構(gòu)圖，壓力容器底部至主給水管道出口一般均在3 m 以上），蒸汽發(fā)生器高度約6 m[12]，其非能動余熱排出蒸汽管路的高度已經(jīng)十分接近設(shè)計水線，海水側(cè)換熱器出口管路沒入水線不足1 m，幾乎沒有余量，在海洋搖擺環(huán)境下，很容易導致循環(huán)中斷。

同樣，對于核動力破冰船型也存在著相同的問題。所以，船用核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)很難直接將熱量傳遞給海水，這也是選擇海水直接冷卻的主要矛盾。

3.2 淡水潛熱方案

根據(jù)核電反應堆的余熱排出系統(tǒng)設(shè)計容量，一般設(shè)計負荷約為反應堆總熱功率的2%左右。對于動輒上百兆瓦的船用反應堆，僅依靠有限的淡水溫升帶走這么多熱量對船舶來說是不合理的，因此可行方案是利用相變所需要吸收的潛熱來把熱量帶走。

根據(jù)熱量守恒原理，百兆瓦反應堆余熱排出72 h[13]，所需要的總沸騰水量約為

式中：常壓下水的汽化潛熱r1約為2 257.9 kJ/kg，從25 ℃加熱到100 ℃需要的比熱r2約為312.7 kJ/kg，P為某個時間段Δτ的平均功率。根據(jù)典型壓水堆衰變功率計算曲線（如圖3 所示），偏保守預估，每百兆瓦功率反應堆72 h 發(fā)出的總熱量約為

圖3 典型衰變功率計算曲線

考慮淡水的自然散熱等因素，預計72 h 的總散熱量約為2.6×107kJ，則每百兆瓦功率反應堆冷卻余熱需要的總沸騰水量M約為100 t。

對于重型破冰船（若推進功率40 MW），需要常備約200 t 水；對于10 萬t 級核動力航母則需要常備約1 100 t 水。與此同時，沸騰淡水艙在保障方面會帶來一系列問題，如涂料、周邊艙室環(huán)境以及噪音等問題。所以，盡管采用淡水作為冷源是一個可靠性較高的方案，但對資源的耗費過大，可行性方面有一定限制。

4 以海水為冷源的緩沖水箱方案

考慮到采用海水直接作為冷源方案和淡水方案存在問題，結(jié)合海水冷源的天然優(yōu)勢，本文提出可在堅持以海水為冷源的基礎(chǔ)上，進行合理的系統(tǒng)優(yōu)化設(shè)計，解決熱量導出的難點。即在系統(tǒng)中增設(shè)一只緩沖水箱，通過蒸汽側(cè)的自然循環(huán)將核動力裝置二次側(cè)熱量導入緩沖水箱的淡水中，淡水升溫后加熱海水，通過海水側(cè)的自然循環(huán)將熱量導入舷外海水。緩沖水箱方案的系統(tǒng)原理如圖4 所示。

圖4 緩沖水箱方案布置

采用緩沖水箱方案有以下特點：

1）換熱器1 的布置位置較為靈活，船用環(huán)境對二次側(cè)（蒸汽側(cè)）帶來影響較小[14]，熱量可以連續(xù)導出；

2）換熱器2 的布置位置較為靈活，可以很大程度減少吃水高度限制；

3）緩沖水箱容量小，消耗船總體資源少；

4）緩沖水箱可以在事故初期快速建立循環(huán)，且具備冗余作用，吸收換熱過程中的溫度波動，提高系統(tǒng)容錯；

5）緩沖水箱布置于堆艙外側(cè)，有利于輻射屏蔽設(shè)計，同時可以兼做安注水箱等；

6）緩沖水箱內(nèi)可能存在溫度場梯度分布現(xiàn)象。

5 緩沖水箱方案仿真驗證

以“尼米茲級”核動力航母為假想對象，對緩沖水箱及冷卻器1 和2 進行初步設(shè)計[15]。系統(tǒng)中主要參數(shù)列于表4。

表4 緩沖水箱方案主要參數(shù)表

本節(jié)采用RELAP5 系統(tǒng)分析程序，對船用核動力裝置緩沖水箱方案進行了仿真分析，計算工況為核動力裝置長期穩(wěn)定運行狀態(tài)下，2 000 s 發(fā)生全船斷電事故工況。其中當船舶整體處于相對穩(wěn)態(tài)時，其計算結(jié)果列于圖5～圖7，其中，無量綱相對流量為該時刻流量與最大流量的比值。

圖5 換熱器1 蒸汽流量變化計算結(jié)果

圖6 換熱器2 海水流量變化計算結(jié)果

圖7 緩沖水箱不同高度處水溫變化計算結(jié)果

計算結(jié)果表明，當斷電事故發(fā)生后，與蒸汽發(fā)生器直接相連的換熱器1 中迅速建立較為穩(wěn)定的自然循環(huán)，經(jīng)由換熱器1 流過的蒸汽相對流量穩(wěn)定值約為峰值流量的24%，系統(tǒng)整體上運行平穩(wěn)；在海水側(cè)換熱器中，經(jīng)過短時間啟動階段后，海水側(cè)可以建立穩(wěn)定的自然循環(huán)。相應的，緩沖水箱內(nèi)水溫逐漸上升，最終水箱上部水溫約比初始值升高約46 ℃，余熱排出系統(tǒng)達到準穩(wěn)定運行狀態(tài)。

圖8～圖10 則分別給出了相同工況下，當船舶處于搖擺狀態(tài)時的仿真計算結(jié)果。計算結(jié)果表明，在搖擺條件下，換熱器1 中的循環(huán)流量、換熱器2 中的海水自然循環(huán)流量均受搖擺條件的影響，產(chǎn)生擬周期性的波動。由圖10 中緩沖水箱中水溫模擬結(jié)果可以看出，搖擺條件下，水箱內(nèi)不同高度處工作介質(zhì)的溫度趨于一致，整體溫度波動不大。這說明在所研究搖擺工況下，海水作為最終冷源仍可以將剩余功率帶走。

圖8 換熱器1 蒸汽流量變化仿真計算結(jié)果

圖9 換熱器2 海水流量變化仿真計算結(jié)果

圖10 緩沖水箱不同高度處水溫變化仿真計算結(jié)果

6 結(jié)論

根據(jù)上述分析，本文得出如下主要結(jié)論：

1）綜合比較各種二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)方案，推薦在核動力船舶中采用二次側(cè)緩沖水箱方案的非能動余熱排出系統(tǒng)。

2）本文提出的案例中，二次側(cè)緩沖水箱非能動余熱排出系統(tǒng)，總體可行。

3）當不考慮搖擺條件影響時，二次側(cè)緩沖水箱方案中海水側(cè)管路完全浸沒在水線以下，可以依靠海水自然循環(huán)導出緩沖水箱熱量。盡管緩沖水箱內(nèi)會有溫度分層，但是溫度在設(shè)計范圍內(nèi)，不會發(fā)生沸騰。

4）在搖擺狀態(tài)下，盡管系統(tǒng)海水側(cè)管路可能會露出水面，但是依靠艦船搖擺的慣性以及止回閥的設(shè)計可以保證系統(tǒng)不會失流，且仿真結(jié)果顯示，海水側(cè)循環(huán)效果會增強，緩沖水箱內(nèi)溫度分層現(xiàn)象會隨幅度增大而減小。