AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析

王甲强，魏光军

（山东核电有限公司，山东 烟台 265116）

AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析

王甲强，魏光军

（山东核电有限公司，山东 烟台 265116）

非能动余热排出系统（PRHR）作为AP1000非LOCA情况下带走堆芯热量的安全手段，其设备可靠性对电厂安全和经济性极为重要，文章主要介绍PRHR结构上的薄弱部分和在整个寿期的瞬态发生频度，分析了温度瞬态、流量瞬态等情况，为电厂的运行、维修和役检提供参考。

非能动余热排出系统；瞬态；运行；维修；役检

AP1000以非能动系统取代以往压水堆核电厂能动设计。应急堆芯余热排出系统（PRHR）是非能动堆芯冷却系统（PXS）的组成部分之一。非能动余热排出系统PRHR负责在瞬态、事故或任何正常热量排出方式丧失时提供堆芯衰变热排出。该热量排出功能适用于包括停堆工况在内的反应堆冷却系统的各种工况。

非LOCA事件，通过蒸汽发生器排出堆芯衰变热的能丧失时，PRHR自动动作以提供冷却，并防止水通过稳压器安全阀释放，换热器将热量传至安全壳内换料水箱IRWST后，加热水箱内的水，随后水沸腾蒸发，被安全壳冷凝，并依靠重力向下进入收集槽返回IRWST。PRHR能够在36 h内将反应堆冷却剂降至216 ℃的安全停堆状态，为启动正常余热导出系统提供了条件。在SGTR事件中，PRHR排出堆芯衰变热并降低

RCS压力和温度，平衡蒸汽发生器压力，并最终终结破口流量,使SG不发生满溢。

1 非能动余热排出系统

1.1 系统布置

系统的主要设备有非能动余热导出热交换器和相应的管道、阀门、仪表。非能动余热导出热交换器布置在IRWST内，换料水箱作为PRHR HX的热阱。

热交换器由一组C形传热管组成，传热管的两头分别连接在管板的顶部（入口）和底部（出口）。PRHR HX入口管线从冷却剂回路热管段的顶部引出（通过第四级自动卸压管线的一条），并经过一个最高点连接到热交换器管道入口部分，出口与SG冷腔室相连（反应堆冷却剂泵吸入口）。PRHR HX在设计上具有足够的导热能力，在发生丧失主给水或主给水管线破裂的情况下，与SG内可用的水装量共同作用，为RCS提供足够的冷却，冷却剂通过稳压器安全阀向外泄漏。PRHR HX的流量、出入口管线水温都有指示和报警。若需要，操纵员可以根据技术规格书要求或者按照应急响应规程控制PRHR HX的运行。

PRHR HX入口管线的电动阀是常开的，出口管线上有两个并列的常关气动阀，在丧失空气压力或有控制信号动作时打开。这种布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且热交换器内水温与IRWST内水温相同，这样可以确保在核电厂运行期间热力驱动头的建立和保持。

热交换器高出反应堆冷却剂回路，以便在主泵不可用时通过热交换器建立自然循环流动。PRHR HX管道的布置允许其在主泵运行时使用。当Ⅰ环路主泵运行时，在热交换器中产生与自然循环流动方向相同的强迫流动。如果泵在运行随后停止，自然循环仍能继续提供驱动压头。

1.2 换热器结构及薄弱环节分析

PRHR HX结构简材料为因科镍690制造，共有689根，允许约有8%（55根）的堵管率。PRHR HX位于IRWST中，C形管淹没在IRWST液面以下。PRHR HX是A级设备，满足抗震Ⅰ类要求。

进出口管与上下封头的进出口接管焊接连接，传热管与管板的连接采用全深度液压胀并在一次侧焊接和二次侧机械胀的方法，上下封头与管板为焊接连接，人孔为法兰密封。出口管与蒸汽发生器下封头为焊接连接，进口管与ADS四级共用接管，并进行焊接连接。由此可见，传热管与管板连接处存在泄漏风险，出口管与SG接管焊接处、进出口管与上下封头的焊接连接处都属于薄弱环节。技术规格书对PRHR HX泄漏的限值为1.89 m3/d。

在制造过程中，对于传热管和管板的焊缝要进行目视、液体渗透监测、氦气检漏、涡流100%检测。其余焊缝进行目视、液体渗透、涡流检测、射线检测多种方式进行检查和验收。另外还要制作相应的焊接见证件来进行有损检测，来保证焊缝的质量。

2 PRHR瞬态分析

在设备瞬态分析中，定义瞬态时，仅考虑60年寿期可能发生的事件，其设计瞬态指温度、压力流量与时间的关系。由于PRHR与RCS系统相连，因此其压力瞬态与RCS的压力瞬态一致，此处不再加以介绍。

瞬态工况包括正常、异常、事故、故障以及试验这些电厂状态。PXS系统试验包含在正常工况中。PXS阀门的意外打开和PXS系统管线/设备的泄漏包括在异常工况中。

由于PRHR HX正常是暴露在RCS系统压力下的，因此，要承受RCS压力在整个不同的RCS瞬态下的压力变化。对于非PXS触发情况，设备仅经受RCS压力瞬态。

PXS设备初始条件可以在有限的范围变化。每个设计瞬态的初始条件选择都使瞬态严重性最大化。

2.1 前提条件

功率运行、加热、冷却工况下，非能动余热换热器（PRHR HX）是维持在RCS压力下的。因此PRHR HX承受所有的压力瞬态。ADS是否触发，HX瞬态情况也会有所不同。对于ADS没有触发，PRHR运行时间有限，此期间IRWST经历有限的加热，安全壳工况维持正常。当HX隔离后，HX管线中流量停止，SG管嘴中的水温由于来自SG的热浸泡而升高。对于ADS触发工况，

HX会随着RCS降压，经过长时间，最终会与RCS/安全壳的工况平衡。无论哪种瞬态，都有以下的假设。

1）假设当PRHR触发后，入口温度会逐步升高到RCS热腿温度。异常和事故工况下，初始温度在21～49 ℃。核电厂故障状态下，为10～49 ℃。假设PRHR HX入口管的水温与热腿温度相同。

2）假设PRHR HX触发后，入口温度跟随热腿温度。

3）出口温度快速上升到PRHR HX能产生的温度，该温度在自然循环情况下约为95 ℃，主泵运行时为149 ℃。

注意：如果主泵在运行，RCS冷却会根据Tcold信号引起安注。该信号触发CMT，并停运主泵。最终出口温度会从10 ℃到149 ℃再到95 ℃的阶跃变化。在149 ℃下的时间约为1 min。

对于PRHR 触发而ADS没有触发时，PRHR在30 min内隔离，并回到正常备用状态。PRHR HX很快与IRWST达到平衡。对于PRHR运行较长时间的，IRWST会被加热，此时RNS用来慢慢冷却IRWST，此时假设HX会随着IRWST冷却。

2.2 瞬态工况讨论

西屋公司对PRHR在各种瞬态工况下PRHR运行情况进行了计算分析。以下按正常、异常、事故、电厂故障4种工况，介绍各种瞬态的发生次数、初始条件，温度、流量随时间变化。

文中提到的入口管温度为从RCS一环路热腿到PRHR HX的入口管间的流体温度。PRHR HX的温度为PRHR HX入口至出口控制阀V109间的管线间的流体温度。出口管线流体温度为HX出口控制阀V109至SG 1下腔室之间管线温度。

2.2.1 正常工况下的设备瞬态

正常工况（normal condition）指除了异常、应急、故障工况之外，系统启动、设计功率范围内的运行、热备用和系统停运。试验压力不大于设备设计压力的试验作为正常工况下的瞬态。

1）PRHR HX监督试验（见图1）

本实验设计上每10年在核电厂冷停堆时试验一次，整个寿期的试验次数为10次。实验时RCS温度大于176 ℃，RCS压力维持在10.34 MPa，IRWST温度为10 ℃。

通过打开出口隔离阀来试验换热器性能。由于HX所在回路的主泵在运行，因此PRHR在强迫流动下运行。假设初始温度10 ℃，然后经历182 ℃的水进入入口封头。试验持续至HX达到稳定状态，参数测量完毕。保守估计约15 min。

图1 PRHR HX监督试验Fig.1 Surveillance test for PRHR HX

计算结果如图1所示，阀门打开后即建立稳定流量，流过流量为340 kg/s，入口管线温度从初始的182 ℃最终下降到113 ℃，即最终将RCS降温到69 ℃。换热器温度从初始10 ℃迅速被加热到135 ℃，在将热量传递给IRWST的过程中，温度下降至实验结束时的91 ℃。出口管流体温度从无流量时的182 ℃迅速降至有流量时的10 ℃，这是因为流量将换热器中原有的冷水排至出口管造成的，随后逐渐上升至HX相同的温度，后面所有的瞬态中都存在这个现象。实验结束后，出口管流体温度又被加热至RCS温度。整个过程中换热器中为稳定的强迫循环流动。

2） PHHR HX启动功能性试验（见图2）

在电厂启动时，需进行PRHR HX热导出性能试验。该试验在电厂寿期内预计发生5次。试验前，保持主泵运行稳定，热腿和冷腿温度不小于288 ℃，RCS压力在15.17 MPa，安全壳温度稳定，IRWST液位在正常范围内，计算选择为10 ℃。通过打开PRHR出口阀，触发所有主泵停运后，PRHR运行，直至热腿温度不大于204 ℃终止试验。

计算结果如图2所示，初始温度入口管为292 ℃，换热器为10 ℃。试验过程中，入口温度从最初292℃逐步下降至199 ℃。在61 s建立流量后，PRHR HX温度从10 ℃迅速升至164 ℃，后缓慢上升，随后逐渐下降至148℃。出口管流体温

度由开始的RCS温度292 ℃流量建立后迅速下降至10 ℃，然后逐步与换热器温度一致，试验结束后，出口管流体被加热至RCS温度199 ℃。由此可见，该试验在试验开始的1 min和结束时对设备造成的温度瞬态最大。

图2 PHHR HX启动功能性试验Fig.2 Startup functional test for PRHR HX

2.2.2 异常工况下的设备瞬态

异常工况（upset condition）指偏离正常工况的在设计寿期内预期会经常发生，对设备的运行性无损害的工况。包括由单一操纵员错误或者控制故障导致的瞬态。这些瞬态不会导致强制大修和任何机械损坏。

1）满功率停堆且S信号触发PRHR（见图3）

该事件预计在整个堆芯寿期内发生20次，假设初始功率为102%满功率时，RCS热腿温度为322 ℃，冷腿温度为279 ℃，IRWST温度为21 ℃。

图3 满功率停堆且S信号触发PRHRFig.3 Reactor trip at full power and actuation of PRHR by S signal

反应堆停堆，S信号触发导致PRHR HX触发，延时约30 s后，主泵停运，主泵惰转结束后，PRHR HX为自然循环。

计算结果如图3所示，瞬态过程中，在第16 s时，PRHR出现流量294 kg/s，22 s时流量达到最大，113 s时开始下降，150 s时降至91 kg/s，30 min后流量终止。入口温度由于PRHR热导出作用而逐渐下降。流量建立后，HX温度从初始21 ℃迅速上升至192 ℃，随后逐渐下降。出口管流体温度开始279 ℃略微上升后，由于流量带出初始积存在HX中的冷却剂而导致快速下降至21 ℃，随后与HX温度一致。

其他异常瞬态如PRHR误触发和控制棒落棒伴随停堆和S信号触发该瞬态分析结果类似。

2）给水流量过大（见图4）

该事件在整个核电厂寿期发生30次，属于所有瞬态中发生频率最高的一个事件。初始状态为热态零功率，RCS温度为292 ℃，IRWST温度为21 ℃。

图4 给水流量过大Fig.4 Excess feedwater flow

由于给水流量过大，造成一回路过冷，RCS温度下降，在53 s左右，冷腿温度低至263 ℃触发CMT，PRHR动作。整个过程与前面满功率时停堆触发S信号类似，温度瞬态没有满功率跳堆时变化剧烈。

3）RCS意外降压（见图5）

该事件在整个寿期中预计发生20次。事件后果包括一个稳压器安全阀打开和小LOCA事件。瞬态发生前，RCS温度为292 ℃，IRWST温度为21 ℃。

图5 RCS意外降压Fig.5 RCS inadvertent depressurization

瞬态发生后，CMT触发，PRHR逐渐建立自然循环流量，但由于RCS压力下降带走了堆芯的热量，使得自然循环的能力间歇性下降。入口温度随着冷却剂的降温逐步下降。由于自然循环流量较低，换热器的温度也较低，最高时达到106 ℃。但由于流量时断时续，造成换热器温度不断上下波动。

4）失去交流电源，自然循环（见图6）

当失去厂外电源时，同时无场内交流电源，此时核电厂依赖自然循环冷却。预计该事件在整个寿期发生次数为10次。瞬态发生前为满功率运行，冷却剂温度为323 ℃，IRWST温度为21 ℃。

图6 失去交流电源，自然循环Fig.6 Loss of AC power, and natural circulation

该瞬态假设失去所有交流电源后，失去SG给水。在启动给水启动前或PRHR启动前，依靠SG大气释放阀或安全阀已经使电厂系统处于稳定状态。在1 918 s时，PRHR触发。HX温度由21℃被加热至最高132 ℃后逐步稳定。温度波动较大的地方为出口管线流量初始建立时，由于初始存在于换热器中的冷水被带到出口管，造成RCS温度299 ℃迅速降至21 ℃。

2.2.3 应急工况下的设备瞬态

应急工况（emergency condition）指偏离正常工况，要求停堆来纠正或者修理损坏的系统。

蒸汽管线小破口在整个寿期中发生5次，瞬态发生初始条件为热态零功率，RCS温度为292 ℃，IRWST温度为10 ℃。

瞬态结果如图7所示，在约30 min时，PRHR出现流量，但流量很小，使得HX温度变化较小，温度最高升至44 ℃。出口管流体温度由241 ℃迅速降到10 ℃，随后缓慢回升至44 ℃，最终随着流量的稳定，温度波动变小。

图7 蒸汽管线小破口Fig.7 Small break of steam line

2.2.4 核电厂故障工况下的瞬态

故障工况是指极端低概率假想事故的组合，其后果是核能系统的完整性和可运行性受到损害，从而需要考虑公众健康和安全。这种考虑要求遵守管理当局要求的安全准则。

1）蒸汽管线大破口（见图8）

该事故设计上只在寿期内发生1次。发生大蒸汽管线破口时，反应堆处于热态零功率，RCS温度为292 ℃，IRWST为10 ℃。

事故发生后，在11 s时PRHR出现流量，在18 s时达到最大，随后逐渐减小。换热器温度在流量产生后逐渐升高，在29 s时达到最高148 ℃，随后逐步随流量减小降低。出口管线温度在流量建立后，从初始的292 ℃迅速降到10 ℃，低温下保持短暂的9 s

后，随后与换热器流体温度一致。

图8 蒸汽管线大破口Fig.8 Large break of steam line

由于PRHR与RCS相连，因此其压力瞬态与RCS系统压力瞬态一致。

2）给水管线大破口（见图9）

该事故在整个寿期内发生1次。事故发生时堆芯处于满功率，IRWST水温为10 ℃。事故发生后，在37 s PRHR出现流量，整个瞬态的温度和流量趋势与蒸汽管线大破口类似，流量比蒸汽管线大破口时小，因此整个瞬态温度变化较小。

图9 给水管线大破口Fig.9 Large break of feed water line

3 结论

通过上述各种瞬态工况的计算结果可以得知以下结论:

1）上述分析中将PRHR HX的温度作为一个均匀温度点来进行分析，实际上由于PRHR HX本身具有相当高的尺寸，且与IRWST温度一致，因此冷却剂进入传热管后上下封头、管板、传热管要经历10～40 ℃上升至大于300 ℃的瞬态，在瞬态中还存在自然循环时断时续的情况发生，PRHR HX的进出口管板与传热管连接处要承受大的热应力。

2）温度瞬态变化最大的是出口管线，由于出口管线初始无流量时为RCS冷腿温度。当流量建立时，换热器内原来积存的冷水被流量推至出口，造成出口管在几秒钟时间内承受IRWST温度相同的低温流体，温差高达200 ℃以上，随后又经历高温流体对管线的加热，对设备造成极大热冲击，更加容易产生热疲劳。

3）作为系统工程师和设备工程师应密切关注针对PRHR相关的预防性维修和在役检测的结果，并进行趋势性分析，及时发现异常现象，确保核电厂的安全运行。

4）由于焊缝处为薄弱环节，在制造过程中也进行了严格的检测。在后续的预防性维修中应进行目视检查、以及上下封头与管板、管板与传热管、进出口接管的各焊缝连接进行除涡流检测等在役检查项目。

5）PRHR承受着内外15.4 MPa左右的压差，在交替热应力作用下，极易发生热疲劳断裂。因此如果PRHR触发后，在恢复系统运行前应对换热器按照制造验收的检查手段包括目视、液体渗透、涡流检测、射线检测、氦气检漏等方式进行全方位检测。如有必要还应请设计院进行热疲劳程度进行分析计算。

6）瞬态在整个堆芯60年寿期内允许发生的次数是有限的。PRHR的传热管是不可更换的，只能进行堵管。在机组调试过程中一回路水质、IRWST水质应严格满足要求，避免PRHR传热管损坏、腐蚀现象发生。

7）PRHR HX安装就位后，现场贮存应满足设备的现场存储要求，并形成记录，作为设备维护的参考依据。

[1] 山东海阳核电厂一期工程1&2号机组PSAR，15章.（PSAR for Unit 1 & 2 of Shandong Haiyang NPP, Chapter 15.）

Analysis of Transients in Passive Residual Heat Removal System in AP1000

WANG Jia-qiang，WEI Guang-jun
（Shandong Nuclear Power Co.，Ltd.，Yantai of Shandong Prov. 265116，China）

In AP1000 design, the passive residual heat removal system (PRHR) is a safety system for removing core residual heat in non-LOCA accidents. Its reliability is very important to plant safety and economics. This paper focuses on the PRHR structure and temperature，flow transients and frequency in order to provide suggestion for plant operation, maintenance and in-service inspection.

passive residual heat removal system；transient；operation；maintenance；in-service inspection

TL38 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0036-06

TL38

A

1674-1617(2014)01-0036-06

2013-08-09

王甲强（1979—），男，山东聊城人，工程师，从事反应堆运行和系统技术工作。