模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述

汪宇　赵京　陈志辉　苏应斌　王亮

【摘 要】模块化压水堆由于具有较高的固有安全性，而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术，研究各种堆型非能动余热排出系统的设计特点，并分析模块化压水堆非能动余热排出技术的应用前景。

【关键词】模块化压水堆；非能动余热排出系统；换热器

0 引言

为平衡安全性与经济性之间的矛盾，国际核能界相继提出了模块化压水堆的设计概念。模块化设计有容量灵活，设计简单，运输方便，成本见效快等优点，可以广泛应用于发电、供热、海水淡化以及船用动力等方面，具有较高的经济性。更重要的是，模块化压水堆可以简化布置，合并功能相同的部件，减少较大的压力容器贯穿，从而提高系统的安全性。因此，模块化压水堆已经成为世界核动力装置的一个发展方向。与此同时，模块化核动力装置非能动专设安全系统设计研究成为一个重要研究课题。

所谓非能动安全的思想是利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动等一些简单但又从不失效的物理规律的作用，使反应堆发生事故以后不必过分依赖运行人员的准确及时的判断和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。在模块化压水堆设计中，为避免因全厂断电（包括可靠电源丧失）导致堆芯融化事故发生而设置的非能动余热排出系统，是非能动安全技术应用的典范。本文选取当前比较有代表性的几种堆型非能动余热排出系统设计进行概述，分析各种设计方案的特点，为研究压水堆核动力装置非能动安全系统提供参考。

1 非能动余热排出系统方案简述

1.1 美国IRIS应急余热排出系统

IRIS是由西屋公司应美国能源部要求与英国、俄罗斯、美国、日本等九个国家的多个企业、研究机构和大学联合设计的，热功率为1000MW。其非能动安全系统主要包括应急余热排出系统（EHRS）、自动卸压系统（ADS）和安全壳抑压系统（PSS）等[1-2]。EHRS由4个独立的系列组成，每个系列包括一台与蒸汽发生器给水/蒸汽管线相连的水平U型管换热器（如图1）。换热器浸没在位于安全壳之外的换料水箱中。EHRS采用自然循环，通过EHRS热交换器冷凝蒸汽发生器中产生的蒸汽，将主系统热量传递给换料水箱中的水，并使冷凝水返回蒸汽发生器。EHRS在LOCA发生后可以为提供卸压和堆芯冷却功能。IRIS装备了8个模块式、螺旋管蒸汽发生器，两两组合配置了4条蒸汽和给水管道，每个系列的EHRS系统与每组给水/蒸汽管道连接以保证独立性。IRIS有两个应急注硼箱为停堆提供浓硼水，在反应堆发生LOCA事故时，6个水箱1个储气器和应急注硼箱在重力作用下通过直接注入管线（DVI）提供注水。

IRIS应急余热排出系统管道上设置了补水箱，补水箱中的水流回到给水管中。补水箱的目的在于补充足够的水量，防止通过隔离阀发生泄漏后系统急剧干涸。

1.2 日本非能动安全小型堆PSRD应急余热排出系统

PSRD是日本原子能研究院基于第三代船用堆MRX开发出的功率为100MW的堆型，反应堆压力容器容纳了蒸汽发生器和内置的控制棒驱动机构（CRDM），取消了主泵，主冷却剂系统采用自然循环方式运行[3]。

如图2所示，PSRD的非能动应急余热排出系统由4个自然循环回路组成：第一回路将堆芯余热传递到蒸汽发生器（SG），第二回路从SG传递到应急余热排出热交换器（EDRS-HEX），第三回路从安全壳内应急余热排出冷却器到安全壳水冷冷却器（CWCS-HEX），第四回路通过安全壳水冷冷却器将热量从堆内HEX传递到外界大气。当事故造成给水泵停运时，第二回路应急余热排出系统（EDRS）开始非能动方式运行。EDRS入口的水压阀门由传压管接到给水泵出口以控制阀门开关。只有当传压管中的压力高于阀门内部压力时，这个阀门才会保持关闭。当给水泵停运，给水泵出口压力使水压阀打开。然后，蒸汽从主蒸汽管道向上进入EDRS-HEX被冷却成水流入给水管。

PSRD安全壳中充满了水，当EDRS-HEX 和 CWCS-HEX两个换热器间出现温差后，自然循环会立即建立。CWCS的阀门在正常工况下处于常开状态，所以运行不需要阀门的动作。因此，PSRD的余热排出系统运行仅仅依赖水压阀门的固有的安全特性，这意味着PSRD的非能动冷却系统是非常可靠的。

1.3 日本轻水堆IMR混合热输送系统和直接排热系统

IMR电功率可达350MW，其燃料组件、控制棒、蒸汽发生器（SGs）以及控制棒驱动机构（CRDMs）都容纳在反应堆压力容器内部[4]。反应堆以全自然循环方式运行，堆芯出口冷却剂温度达到饱和温度，并容许有20%的含汽率。最大的特点是采用称之为混合热输运系统（HHTS）和直接排热系统（SDHS）。

所谓的混合热输送系统，其实就是全自然循环两相流冷却剂系统，它利用冷却剂的潜热和显热来输送堆芯热量。该系统的特点是分别在蒸汽空间和液体空间布置气相部蒸汽发生器（SGV）和液相部蒸汽发生器（SGL）。由于能分别对SGV和SGL的给水流量进行控制，所以，SGV具有从反应堆压力容器内气相部进行排热并对反应堆压力进行控制的功能，SGL具有从反应堆容器内部液相部进行排热并对堆芯入口温度进行控制的功能。

直接排热系统是一个封闭的自然循环系统（如图3），通过非能动冷却器将余热直接从反应堆内部排到大气中。事故初始阶段余热由冷却水箱的冷却水潜热排出。当水全部蒸发后非能动冷却器的传热模式自动由水冷切换到气冷，并且直接排热系统可以长时间工作而无须操作员和外部干预。

1.4 法国SCOR主回路余热排出系统

SCOR堆是功率为2000MW的模块化压水堆，概念设计采用了大量非能动安全技术，唯一的蒸汽发生器只作为安全系统投入的热缓冲[3]。执行非能动余热排出的换热器位于压力容器内部下降通道中，每个换热器均有一个热阱（如图4），组成16个独立回路（RRP），其中4个由池水淹没的换热器冷却（RRPp），另外12个由空冷塔中的换热器冷却（RRPa）。回路中的补水箱用于吸收冷停堆到满功率运行时的热膨胀，以控制RRP压力。回路中没有控制阀，热阀和空气导叶均位于热阱水平线上，因此反应堆正常运行时，RRP回路中温度较高。当热阀或者空气导叶打开时，系统即以自然循环方式运行。正常停堆时，通过启停系统供水和蒸汽发生器蒸汽排放，将冷却剂系统温度降到较低时，投入空冷RRP排出余热。

1.5 阿根廷CAREM余热排出系统

CAREM是阿根廷国家原子能委员会（CNEA）参与设计的300MW反应堆。反应堆的稳压器、堆芯、蒸汽发生器、主冷却剂系统和蒸汽管路都布置在压力容器里，功率低于150MW时一回路可实现自然循环，功率大于150MW时利用泵达到运行需的流量[3]。

余热排出换热器由水平方向排列的U型管组成（如图5）。上管端连接到反应堆压力容器蒸汽顶盖（内置蒸汽稳压器），下管端连接到反应堆水面下方。换热器浸在安全壳内部的充满冷却水的水箱中。蒸汽进口阀门是常开的，而出口阀门是常关的，因此管束中充满了凝结水。当系统触发时，出口阀门自动打开，蒸汽由堆内进入管束并在管道表面冷凝，凝结水重新进入反应堆压力容器，如此形成循环，通过凝结换热将余热排到池水中。CAREM的非能动余热排出系统采用冗余设计，可以在反应堆顶盖部建立气液两相流自然循环回路以冷却主系统。

1.第一套停堆系统；2.第二套停堆系统；3.余热排出系统；4.应急注射系统；

5.泄压池；6.安全壳；7.安全阀；A.堆芯；B.蒸汽发生器

1.6 俄罗斯模块化压水堆ABV-6M事故冷却系统

ABV-6M是俄罗斯OKBM研制的第Ⅳ代模块化压水堆ABV系列中的一种，作为船用核动力装置，堆功率为38MW[5]。ABV-6M为全自然循环堆型，设计采用的非能动技术主要有非能动应急给水系统、非能动堆芯余热排出系统、安全注射系统和氮气稳压系统。非能动余热排出系统设有两个独立系列，每一系列向两组列管式直流蒸汽发生器供水（如图6）。在事故工况下，保护系统信号关闭主蒸汽管上两道隔离阀和主给水管的截止止回阀，通过非能动余热排出系统的空冷冷却器导出反应堆余热。一回路系统超压时，压力驱动的电源断路器开启应急给水箱出水管上的气动截止止回阀和开启两道气动蒸汽排放阀，产生的蒸汽通过相应主蒸汽管直接向大气排放以降温降压。当直流蒸汽发生器出口蒸汽压力降到1.1MPa时，由于空气压力的作用，水箱中的水开始注入直流蒸汽发生器，产生的蒸汽、汽水混合物继续向外排放。可见，超压事故工况下，由非能动应急给水系统执行非能动余热排出功能。

2 非能动余热排出系统分类

以上对国际上典型先进模块化压水堆非能动余热排出系统设计方案进行简要叙述。根据IAEA对非能动设施的分类[3]，以上非能动余热排出系统设计方案均属于D类，即由“智能”信号启动非能动过程；开启这个过程的能量必须来源于蓄能装置，例如电池或者高位水源；能动部件仅限于控制、仪器和开启这个系统的阀门；不包含手动部件。

按照传热回路数，可以将非能动余热排出系统分为直接冷却和间接冷却方式。直接冷却方式将非能动余热排出系统直接与反应堆冷却剂系统连通，系统运行后直接冷却反应堆冷却剂。间接冷却方式通过冷凝蒸汽发生器中产生的蒸汽（或者通过冷却专用换热器中的介质）而使间接使反应堆冷却剂系统降温降压。如CAREM非能动余热排出系统采用直接冷却方式，而IRIS、IMR、SCOR方案均采用间接冷却方式。由自然循环回路数可见，直接冷却方式在堆芯和热阱间存在两个自然循环回路，而间接冷却方式有三个回路。由于直接冷却非能动余热排出系统直接连接于反应堆冷却剂系统，传热环路比间接冷却方式简单，需要的冷、热源位差较小；同时，泄漏隐患较间接冷却方式更大。

按最终热阱差异，可以将非能动余热排出系统分为空冷、水冷和混合冷却三种方式。IRIS采用水冷，PSRD采用空冷，而SCOR和IMR非能动余热排出系统设计方案属于混合冷却方式。由于水的冷却效果高，因此同样条件下，水冷方式比空冷方式所需的传热面更小。水冷方式需要设置专用的大容积冷却水箱，如果采用直接冷却方式，需要较大布置空间，需要较大的安全壳容积。由于安全要求，空冷往往用在间接冷却设计方案中。

按照自然循环途径是否封闭，可以分为闭式冷却系统和开式冷却系统，开式系统中，吸收热量后的冷却介质，直接排往环境，可以使堆芯衰变热无限导出，而不受热阱容量限制。依赖环境（海水或空气）作为冷却热阱的系统通常即开式系统，例如IMR空气冷却循环模式、SCOR堆的RRPa系统以及ABV-6M的非能动应急给水系统均属于开式系统。IRIS和CAREM的非能动余热排出系统由于作为热阱的冷却水箱内部形成闭式自然循环，故属于闭式冷却系统。需要注意的是，从热源到热阱的中间传热环节均为闭式冷却方式，开式循环针对热阱自身传热模式。

3 总结

非能动余热排出系统设计方案因使用条件环境和设计要求不同而呈现差异化，不仅体现在方案选择和配置上，系统触发方式和控制也灵活多变。

本文对几种国内外新型模块化压水堆非能动余热排出系统进行简要描述，分析各方案组成、运行模式及特点。非能动余热排出系统设计按照回路数可以分为直接冷却和间接冷却两种；按照热阱差异可以分为空冷、水冷和混合冷却三种模式；按照自然循环途径是否封闭可以分为开式系统和闭式系统。非能动余热排出系统冷却方式传热途径设计呈现多样结合化，方案选择取决于反应堆冷却剂系统设计、应用环境条件等密切相关。

【参考文献】

[1]陈智.国际革新安全反应堆（IRIS）的设计及其安全特性[J].国外核动力，2006，27（2）：13-16.

[2]冉旭.国际革新与安全反应堆（IRIS）初步安全分析[J].国外核动力，2008，29（1）：9-17.

[3]Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants，IAEA-TECDOC-1624 2009：127-131[Z].

[4]李满昌.一体化模块式轻水堆IMR的设计特点[J].国外核动力，2006，27（3）：2-6.

[5]刘聚奎，唐传宝.俄罗斯一体化压水堆ABV-6M综述[J].国外核动力，1997，18（3）：279-283.

[责任编辑：王楠]