非能动余热排出技术

李原生

(中国舰船研究院，北京 100192)

非能动余热排出技术

李原生

(中国舰船研究院，北京 100192)

阐述了非能动余热排出系统及其应用现状，对比分析了能动余热排出系统与非能动余热排出系统应用的制约因素，论述了核潜艇应用非能动余热排出系统需要解决的关键技术。

反应堆;自然循环;非能动余热排出系统

0 引言

2011年3月，日本东北部地区发生的地震及海啸造成巨大损失，但与由此引发的福岛核电站核泄漏事故造成的损失相比则是短期的、可评估的，而福岛核电站核事故造成的经济损失、环境影响及社会影响在短期内无法评估，影响是长期的。这次核事故与美国三哩岛及苏联的切尔诺贝利核事故一再提醒人们，核能的利用是把双刃剑。核能清洁、高效、经济、环保，但一旦发生核事故会威胁周围居民的安全与健康，对周边环境(土壤、大气、水)造成核污染，且影响的范围广，持续时间长。为安全利用核能，避免核事故，人类在不断总结经验教训，研究完善核安全法律法规和规范标准，并不断研究和发展核安全技术。

1 能动和非能动余热排出系统

反应堆在停堆后相当长一段时间内，由于剩余裂变和裂变产物衰变而产生余热，不断产生的余热使堆芯温度、压力逐步升高;为保证反应堆的安全，必须及时可靠地排出反应堆的余热，否则会发生堆芯熔化、压力边界和安全壳破损等事故。所以核电站和核潜艇等均要设置余热排出系统，用以停堆后将余热导出，确保反应堆安全。

余热排出系统分为能动余热排出系统和非能动余热排出系统2大类。二者的区别是能动余热排出系统必须依靠外部电源，而非能动余热排出系统不需要电源。

能动余热排出系统是在电源供给有保障的情况下，通过主冷却剂泵、余热排出泵和冷却水泵等设备，分别驱动主冷却剂、蒸汽发生器二次侧给水、冷却水进行强迫循环，将堆芯余热一级一级接力式导出，并送至最终热阱。在断电(含可靠电源丧失)的情况下，供电不能及时恢复时，主冷却剂泵、余热排出泵和冷却水泵等余热排出系统能动设备均不能工作，主冷却剂、蒸汽发生器二次侧给水、冷却水不能循环，余热排出系统就丧失排出堆芯余热的功能。日本福岛核电站核事故的原因就是因为地震造成外部电源丧失，海啸又使应急用的柴油发电机组瘫痪，能动余热排出系统无法将堆芯余热排出，导致燃料组件烧毁，进而引起锆－水反应和氢气爆炸，大量强放射性物质排入环境等一系列严重后果。

在完全失电情况下为提高反应堆的安全性，人类发明了不依赖电源的非能动余热排出技术。它可以在完全丧失电源的情况下排出反应堆余热，防止发生堆芯熔化及压力边界破坏等极端事故。

非能动余热排出系统的基本原理是自然循环，依靠回路中工质(气体、液体或两相流体)密度差和位差所形成的驱动力，克服回路中的流动阻力(压降)使工质产生流动，形成循环，一般由一回路、二回路和冷却水系统3个循环组成。每个回路或系统各自形成自然循环，将反应堆余热导入最终热阱。其工作流程是:一回路反应堆冷却剂流经堆芯时温度升高，流经蒸汽发生器被冷却而温度降低，从而产生密度差，形成自然循环能力，不断进行堆芯冷却和加热蒸汽发生器二次侧的凝水，使之产生蒸汽。蒸汽发生器二次侧产生的蒸汽流经非能动余热排出冷凝器，在管外冷却水的冷却下凝结成水，并形成与蒸汽发生器内凝水的水位差，加上蒸汽在管内凝结的二相流的重位压头之和，以克服蒸汽和凝水的流动阻力，使凝水回流蒸汽发生器，被一回路反应堆冷却剂再次加热到饱和蒸汽，进入非能动余热排出冷凝器传热管内，完成二回路侧汽水自然循环。非能动余热排出冷凝器壳程的冷却水靠来自管程的二回路的蒸汽加热后，密度变小，与壳程外的冷却水产生密度差，形成自然循环，将余热送至最终热阱，如图1所示。

图1 非能动余热排出系统的工作示意图Fig.1 General view of the passive afterheat discharge system

对余热排出冷凝器蒸汽进行冷却，除了水(海水或淡水)，还可采用空气冷却。

可以看出，非能动余热排出系统不依赖电源等外部动力，相比能动余热排出系统可以提高反应堆的安全性和可靠性。但缺点是换热效率低，需要的换热面积大。为建立自然循环，对冷却水源位置、设备安装位置及管路布置有严格的要求和设计计算。

2 能动和非能动余热排出系统的应用现状

能动余热排出系统和非能动余热排出系统均可用于需要余热导出的核电站和核潜艇等。但是受其他因素的制约，二者在核电站和核潜艇的应用现状是不一样的。

世界核电技术已发展至三代，二代以后核电站多采用压水堆型。为保障核安全，世界上压水堆的余热排出系统，不论其型式怎么变化，归纳起来有:能动余热排出系统、非能动余热排出系统和混合型余热排出系统等3种。

能动余热排出系统换热面积小，换热效率高，机动灵活。但需要依靠电源来驱动泵用于输送冷却剂等流体工质，使之循环，并最终将反应堆余热导出。受电源可靠性影响，固有安全性差。二代以前核电站一般采用能动余热排出系统;为提高反应堆的安全性，采用多个电源备用和多种能源备用方式(如柴油发电机、蓄电池等)。能动余热排出系统除了应用于陆上核电站外，也应用于军事装备，国外核潜艇的余热排出系统一般都采用能动余热排出系统。

非能动余热排出系统是20世纪80年代发展起来的新技术，以经济、简单、可靠见长，应用于第三代核电站。其中以美国AP1000、瑞典 PIUS-600、韩国APR-1400为典型。我国引进的第三代核电站反应堆AP1000除了能动余热排出系统外还设置了非能动堆芯余热排出系统、非能动堆芯安全注水系统、非能动安全壳冷却系统等，使得反应堆的固有安全性大大提高。非能动余热排出系统已成为第三代核电反应堆的突出特点之一。

非能动余热排出系统是否应用于核潜艇，国外尚未有相关报道。从相关资料可以认定，国外已开展核潜艇采用非能动余热排出系统研究工作。

综上所述，目前世界上正在商业运行的核电机组及军用核潜艇采用的堆芯冷却和余热排出系统大多属于能动系统，新一代核电站除设置能动余热排出系统外，已开始应用非能动余热排出系统。非能动余热排出系统的应用，是对反应堆余热排出功能的补充和完善，大大提高了反应堆的固有安全性。

非能动余热排出系统与能动余热排出系统功能相同，但目前第三代核电站将非能动余热排出系统作为能动余热排出系统的备用。非能动余热排出系统能否完全替代能动余热排出系统还需要试验和探索。

非能动余热排出系统与能动余热排出系统的对比，如表1所示。

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3 核潜艇应用非能动余热排出系统需要解决的关键技术

从现有的资料来看，非能动余热排出系统在核潜艇的应用落后于陆上核电站。核潜艇工作的海洋环境，成为余热排出最理想、最方便的热阱，比陆上核电站具备天然的优势。但受空间和船用环境条件的制约，核潜艇采用非能动余热排出系统技术难度很大。需要解决两大技术问题。

3.1 二回路和冷却水系统自然循环的建立

由于非能动余热排出系统的原理是自然循环，工质循环驱动力由系统工质的密度差和位差产生，因此驱动力必须大于工质流动阻力。

目前，国外核潜艇反应堆一回路都具备自然循环能力，二回路和冷却水系统自然循环能否有效建立，决定了非能动余热排出系统能否正常有效运转。二回路和冷却水系统建立自然循环除了冷热工质的密度差，还有冷热工质竖直位差，竖直位差越大，可以提高自然循环驱动压头，有利于自然循环的建立和提高自然循环稳态流量。对引进的AP1000仿真计算研究表明，蒸汽发生器与非能动余热排出冷凝器竖直位差低至2.5 m时，自然循环流量迅速降低，导致反应堆一回路温度、压力明显升高。为保证AP1000非能动余热排出系统正常有效运转，蒸汽发生器与非能动余热排出冷凝器竖直位差有1个最小值，竖直位差必须等于或大于这个最小值。

同样，对于核潜艇的非能动余热排出系统，当管路系统的流阻确定时，二回路和冷却水系统也存在竖直位差最小值，且实际竖直位差比最小值越大越好。而核潜艇的内部直径是一定的，总体要求竖直位差越小越好。蒸汽发生器与非能动余热排出冷凝器必须同时满足总体要求和建立自然循环的要求，这2个要求是对立的。

3.2 非能动余热排出系统的艇上布置

非能动余热排出系统对艇总体的要求如下:

1)为保证二回路和冷却水系统形成自然循环需要的竖直位差，蒸汽发生器与非能动余热排出冷凝器安装位置满足必须的高度空间;

2)为降低管路系统的流阻，管路尽可能短和直线布置。

要满足以上要求，蒸汽发生器与非能动余热排出冷凝器的布置必然占用了艇内特定的空间，靠近纵向中心线附近位置，且优先布置管路。核潜艇内部空间有限，非能动余热排出系统这样的要求影响其他设备的布置。非能动余热排出系统的安装布置需要权衡利弊，认真研究。

4 结语

每一次核事故的发生，都促使核安全法规重新修订，促进了核安全技术的发展。此次日本福岛核电站事故必将促进核安全的发展与技术的进步，非能动余热排出技术必将成为其中一个重要的技术而得到推广和应用。

［1］王兆祥，刘国健，储嘉康.船舶核动力装置原理与设计［M］.北京:国防工业出版社.

［2］WAIIENER J P.压降计算中用的磨擦系数［J］.原子能译丛，1965，(6).

［3］格拉期登.原子核反应堆工程原理［M］.和平，等译.北京:科学出版社，1959.

［4］林诚格.非能动安全先进核电厂 AP1000［M］.北京:原子能出版社，2008.

Application of passive afterheat discharge technical

LI Yuan-sheng
(China Ship Research and Development Academy，Beijing 100192，China)

The essay expatiate the advantages of the passive afterheat discharge system and its current applications.Then analyzed the differences of application bounding conditions of the passive afterheat discharge system and normal afterheat discharge system.In the conclusion the author gave out the key technical points that ought to be solved，if nuclear powered submarine want to use passive afterheat discharge system.

reactor;natural circulating;passive residual heat removal system

TL413+.31

A

1672－7649(2011)06－0160－03

10.3404/j.issn.1672－7649.2011.06.037

2010－05－06

李原生(1965－)，男，高级工程师，从事核潜艇研制管理工作。