AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响

邱志方　刘伟东　吴鹏　陈伟　黄慧剑

【摘 要】AP1000的非能动余热排出系统（PRHR）置于安全壳内，安全壳的环境状态直接影响PRHR的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对PRHR运行的影响，研究表明安全壳的压力对于PRHR排热能力影响显著。

【关键词】安全壳环境；PRHR；排热能力

0 前言

核反应堆由于剩余裂变和裂变产物的衰变作用，即使在反应堆停堆后一段相当长的时间内，仍将持续产生热量，此热量的值还不低，如若反应堆不能及时排出此类热量，它将威胁反应堆的安全性。日本福岛核事故中就有反应堆因为衰变热未能及时导出而引起的一系列事故。

堆芯余热排出系统设计理念有两种，一种为能动式余热排出系统，此类系统具有可控性，带热能力稳定的优点，缺点在于对于电力供应的需求要求比较高；另一种为非能动式余热排出系统，此类系统完全依赖于自然规律，如重力，自然对流等现象，此类系统优点在于降低了对电力供应的依赖，缺点在于运行状态不可控且存在诸多影响因素。

AP1000在事故过程中考虑采用非能动余热排出系统（PRHR）的设计理念[1]，将反应堆控制至正常余排系统（能动）投入，以保障反应堆的长期安全。由于AP1000的PRHR系统置于安全壳内，安全壳的环境状态对于PRHR的排热能力有直接的影响，因此本文针对安全壳环境状态对PRHR排热能力的影响开展研究，为PRHR的设计提供参考。

1 AP1000 PRHR简介绍

AP1000 PRHR系统流程图如图1[2]所示，PRHR系统内置于反应堆内，非能动热交换器置于换料水箱（IRWST）内，热交换器热段与主管段热段相连，热交换器冷段与蒸汽发生器的下封头相连，换料水箱高于堆芯。因此PRHR热交换器和反应堆之间的位差和冷却剂温度差产生热驱动头，形成冷却剂的自然循环。反应堆中衰变热通过自然循环持续传递给IRWST中的水，IRWST中的水受热蒸发后，进入安全壳内，遇钢质安全壳冷凝回流至IRWST，保证IRWST的水源的持续性，从而实现整个PRHR系统的长期可持续运行，持续带走堆芯衰变热。

2 PRHR能力分析

AP1000的PRHR的设计目标为36小时内将冷却剂温度冷却至215.6℃的安全停堆状态，达到正常余热排出系统投入的温度和压力条件。

AP1000的PRHR系统置于安全壳内，安全壳内的环境状态为PRHR的外部边界条件，其对于PRHR的换热效果有直接的影响。分析安全壳环境状态对PRHR系统运行的影响最具有典型性的事故为给水管道破裂事故，因为给水管道破裂后给水管道将自动隔离，导致蒸汽发生器丧失给水，从而导致反应堆丧失二次侧热阱，反应堆的衰变热依赖PRHR系统进行导出。另一方面蒸汽发生器中高能水将快速闪蒸喷入安全壳内，导致安全壳内环境温度和压力持续上升，安全壳温度和压力的升高将降低PRHR的换热能力。因此本文选取给水管道事故开展安全壳的温度（IRWST初始水温等同于安全壳内的温度）和压力对于PRHR运行能力的影响。

图2给出了假设安全压力为0.1MPa不变化，不同IRWST初始水温对于PRHR系统排热能力的影响。从图中可以发现当IRWST中的水未开始沸腾前，水箱的温度越低，PRHR的排热能力越强，当IRWST中的水开始沸腾后，PRHR的排热能力趋于一致。分析还表明，在安全壳的压力为0.1MPa时，IRWST初始水温对于PRHR的排热能力影响不是很明显，PRHR可以在36小时内将冷却剂平均温度降低到215.6℃以下，满足设计目标要求。

图3给出了假设IRWST初始水温为50℃，不同安全壳压力对于PRHR系统排热能力的影响。分析表明当安全壳压力越大时，PRHR的排热能力越低。这是由于安全壳压力越大，IRWST的饱和汽化温度越高，导致PRHR换热器管内外两侧的温差越小，热驱动力越低，PRHR的自然循环能力越差，降低了PRHR的传热效率。分析结果还表明当安全壳压力升高后，PRHR能力排热下降明显，甚至在36小时内，冷却剂平均温度难以降低到215.6℃以下，难以满足设计目标要求。

3 结论与建议

本文研究了安全壳环境状态对AP1000的非能动余热排出系统运行能力的影响，研究发现安全壳状态环境对于AP1000的PRHR系统运行能力影响显著，特别是安全壳压力的影响。

AP1000的PRHR系统置于安全壳内，其与作为最终热阱的非能动安全壳冷却系统（PCS）密切相关。设计中需考虑提高PCS的冷却效率，降低安全壳的压力和温度，从而进一步提高PRHR系统的运行能力，更好的达到PRHR的设计目标。

【参考文献】

[1]孙汉虹.第三代核电技术AP1000[M].北京：中国电力出版社，2010.9.

[2]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.8.

[责任编辑：王楠]