船用核动力装置强迫循环向自然循环转换程序优化研究

孙吉晨，马 杰，韩 壮

(海军工程大学 核科学技术学院，武汉 430033)

1 引言

对于船用核动力装置而言，采用自然循环工况运行可以提高核动力装置非能动安全性、降低运行噪音，但在强迫循环与自然循环转换的过程中仍存在很大隐患，在强迫循环向自然循环的过渡过程中，往往会由于出口温度越限和蒸汽压力过低而导致转换失败所以有必要针对以上2种现象进行研究，并优化原有转换程序以确保核动力装置强迫循环向自然循环转换时的运行安全。

陆基核动力装置出于经济效益的角度对自然循环需求较少，国内外有关强迫循环向自然循环过渡过程的研究都基于船用核动力装置，于雷等利用RELAP5/MOD3.2软件模拟了不同位置的反应堆进出口温度测点下的强迫循环向自然循环过渡过程的瞬态特性，并根据结果对原有转换程序做了相关优化，但优化后转换程序在高初始功率下进行转换时仍存在着蒸汽压力过低的现象。

本文使用自然循环运行分析平台进行原有转换程序下的工况转换实验，并根据结果对转换程序进行优化。该平台是基于热工水力软件THEATRe和三维两群物理计算软件REMARK耦合开发的，平台可准确计算自然循环工况转换时的反应性反馈。

2 强迫循环向自然循环转换失败的原因

转换失败的原因主要有2种：① 主泵停闭后，装置内流量骤减，反应堆热量无法及时导出，使得反应堆出口超温，触发保护性停堆，尤其在第二台主泵停止工作后，热量的积累更加明显，由于出口超温引起的保护性停堆多发于此时；② 主泵停闭后，流量效应使得核功率急速下降，此时二回路负荷基本不变，蒸汽发生器能量平衡遭到破坏，一回路功率不足以维持原有二回路负荷，在达到新的能量平衡前，蒸汽发生器储能将一直被消耗，具体表现为蒸汽发生器蒸汽压力过低，而过低的蒸汽压力无法满足二回路用汽设备要求，导致汽轮机停止运行。

所以在进行工况转换或制定工况转换程序时需重点关注堆芯出口温度以及蒸汽发生器压力，这两个参数表征着一回路与二回路装置的工作状态，若堆芯出口温度与蒸汽发生器压力在安全限值内，则不会发生严重事故；若堆芯温度超限，则燃料包壳完整性有破坏的风险；若蒸汽发生器压力过低，则汽轮机有停止工作的风险。

3 原有转换程序及其不足

3.1 原有转换程序下的工况转换

船用核动力装置自然循环运行功率区相对狭小，在强迫循环向自然循环转换前需将功率降至功率区内，再进行工况转换。原有转换程序如下：① 使反应堆功率处于自动调节状态；② 将主泵运行工况切换至低速运行工况，并使主泵处于自动状态；③ 待反应堆稳定运行后，开始工况转换，并以一定时间间隔分别停止2台主泵。

图1、图2、图3给出原有转换程序下，转换前初始功率分别为0.75 N、0.9 N、N时的强迫循环转换自然循环时过渡过程中主要运行参数随时间的变化趋势，所有参数均采用瞬态值比最大值进行归一化：

图1 初始功率为0.75 N、0.8 N、N时的核功率曲线Fig.1 Nuclear power at initial power of 0.75 N,0.9 N and N

图2 初始功率为0.75 N、0.8 N、N的堆左出口温度曲线Fig.2 Left core outlet temperature at initial power of 0.75 N,0.9 N and N

图3 初始功率为0.75 N、0.8 N、N的主蒸汽压力曲线Fig.3 Main steam pressure at initial power of 0.75 N,0.9 N and N

从以上图片中可以得出，在原有转换程序下进行工况转换的一般规律：

1) 在自然循环开始时，主泵停止工作使得反应堆内流量骤减，流量下降带来的冷却能力下降使堆内冷却剂温度升高，同时堆芯出口温度也相应升高，温度效应的负反馈使核功率降低至0.2 N左右，然后由功率控制系统驱动控制棒缓慢提升功率，另外从图2中可以得出，转换前功率水平与转换后反应堆出口温度呈正相关的趋势；

2) 在转换过程中，流量会因为主泵停止工作而骤然减少，但在自然循环建立的过程中，流量在骤然减少后会缓慢提升后回落至稳定值，这是在自然循环建立的过程中，核功率波动导致的，自然循环系统中的流动靠冷热端的密度差驱动，核功率波动带来的热端密度波动带来冷热端的压差波动，流量也因此波动，此外，转换前核功率与稳定后系统的流量成正相关；

3) 在转换过程中由于蒸汽发生器出口阀开度不变以至于蒸汽流量变化不大，当蒸汽流量不变时二回路负荷基本不变，同时核功率因负反馈而下降，所以在蒸汽发生器内一回路传递给二回路的能量不足以在原有蒸汽压力下维持原有二回路负荷，在一、二回路能量不平衡状态下二回路负荷不变会使得蒸汽发生器内压力降低，汽化加剧，蒸汽发生器压力一直处于降低状态在一、二回路功率达到平衡时达到谷值，从图中可以看出，在转换过程中转换前功率与蒸汽发生器压力谷值成负相关趋势，这是由于转换前功率越高，二回路负荷越大，核功率由于负反馈下降后返回到与二回路负荷相当的功率水平需要的时间更长，蒸汽发生器储能消耗得更为彻底，蒸汽发生器压力谷值会更小。

3.2 原有转换程序的不足

从以上3次工况转换可以得出如下结论：

1) 原有转换程序下，2台主泵关闭时间过于接近，在第一台主泵关闭后该环路流量骤减导致的热量积累尚未及时排除，第二台主泵就已经关闭，此时堆芯的热量积累会加剧，造成堆芯出口温度超限，随着转换前功率的增加，堆芯出口温度裕量会逐渐减小；

2) 原有转换程序下，缺少二次侧负荷调节，主泵停止工作后核功率骤减，二次侧负荷基本不变，主蒸汽压力因此迅速降低，转换开始后核功率与二次侧负荷的不匹配随着转换前功率的增大而逐渐明显，进而导致初始功率为N的情况下工况转换失败。

4 优化方案的提出与验证

4.1 优化方案的提出

本文提出新的转换程序，旨在使某型船用核动力装置在更高的功率水平下更安全地完成强迫循环向自然循环的转换。新转换程序将为运行参数留有足够的裕量并尽量减少人员干预。新转换程序是基于原有程序的不足提出的，在依照原有转换程序下进行强迫循环向自然循环转换时，由于二次侧负荷与核功率之间的差值过大，以至于初始功率为N功率时的工况转换失败，同时2台主泵停闭时间过于接近，使得主泵停闭带来的堆芯热量积累进一步加剧。

但增大2台主泵停闭间隔时间会使反应堆处于流量不对称的偏环路运行状态，此种工况下运行会导致堆芯功率不均匀分布，桂学文等利用物理热工耦合的方法分别对反应堆不对称运行进行了计算分析，结果表明，当2台主泵处于不同运转状态时，入口流量分配不均匀性很大，同时流量分配过高与过低的燃料组件都位于堆芯边缘，虽对径向功率分布没有造成明显影响，但热组件的流量因子因此降低，同时降低了最小烧毁比，会降低核动力装置运行裕度，其他学者也对反应堆偏环路运行进行了相关研究。

所以新转换程序的核心是通过调节转换过程中的二次侧负荷，以及适度增大主泵停止的间隔时间。之所以以二次侧负荷调节为主，是因为增大主泵停止的间隔时间无法维持主蒸汽压力(参见4.2节)。

4.2 优化方案的验证

为验证优化方案，设计以下11种工况，实验方案具体工况如表1所示。

表1 实验工况Table 1 Experinmental condition table

由图4、图5，对主泵停闭不同间隔时间对转换过程影响的敏感性进行分析，结果如下，图4—图12所有参数均采用瞬态值比最大值进行归一化。

图4 工况1—7的堆芯出口温度曲线Fig.4 Left core outlet temperature in case 1-7

图5 工况1—7的主蒸汽压力曲线Fig.5 Main steam pressure in case 1-7

图6 工况1、5、8、9的核功率曲线Fig.6 Nuclear power in case 1,5,8,9

图7 工况1、5、8、9的堆芯出口温度曲线Fig.7 Left core outlet temperature in case 1,5,8,9

图8 工况1、5、8、9的堆芯入口温度曲线Fig.8 Left core inlet temperature in case 1,5,8,9

图9 工况1、5、8、9的主蒸汽压力曲线Fig.9 Main steam pressure in case 1,5,8,9

图10 工况9—11的核功率曲线Fig.10 Nuclear power in case 9—11

图11 工况9—11的堆芯出口温度曲线Fig.11 Left core outlet temperature in case 9—11

图12 工况9—11的主蒸汽压力曲线Fig.12 Main steam pressure in case 9—11

在转换过程中，随着主泵停闭间隔时间的增大，2台主泵相继停闭带来的堆芯热量积累可以得到一定程度上缓解，同时堆芯出口温度的峰值也随之减小，减小的幅度与间隔时间长度成正比，但经敏感性分析后工况5、6、7堆芯出口温度峰值近似，为尽可能减小反应堆流量不对称时间，优化方案选取主泵停闭间隔时间为14 t。

主泵停闭间隔时间的增大对无法有效维持二次侧压力，转换过程中主蒸汽压力谷值基本不随着主泵停闭间隔时间的增大而变化，所以汽轮机停运风险仍然存在，这是由于增大主泵停闭间隔时间不能有效缓解流量效应造成的核功率骤减，工况7核功率谷值仍处于0.4 N左右，核功率与二次侧负荷的不平衡仍较大，一、二次侧负荷平衡所需时间也无明显变化，导致主蒸汽压力谷值变化较小。

由图6、图7、图8、图9对3种优化方案进行比对评估，工况5与工况8相对比，工况8由于调整了二次侧负荷可以有效维持主蒸汽压力，在维持主蒸汽压力的同时堆芯出口温度峰值也得到了控制，这是由于在减小二次侧负荷后，蒸汽发生器一次侧传递给二次侧的热量减少，使得反应堆入口温度升高，由于船用核动力装置反应堆设计时将水铀比设置在欠慢化区，以保证反应堆在慢化剂温度升高时具有负的慢化剂温度系数，所以进口温度的升高会引入一部分负反应性，由于二次侧负荷减小工况8反应堆进口温度相比与工况5更大，所以工况8反应堆功率上升速度减慢，出口温度上升速率也相对较小，消除了转换过程中的安全隐患。

工况9在工况8的基础上增大了主泵停闭间隔时间，减轻了第一台主泵停转带来的热量积累，工况9核功率波动幅度最小、堆芯出口温度峰值最低、主蒸汽压力谷值最高，效果最优。综上所述，优化方案为增大主泵停闭间隔时间为14 t，并降低二次侧负荷。

由图4可知，基于优化后的转换程序，该型船用核动力装置可以在初始功率为2 N、1.5 N、N的情况下进行强迫循环向自然循环转换。在3种工况的转换过程中，核功率波动幅度基本一致，堆芯出口温度峰值与初始功率成正比，主蒸汽压力谷值与初始功率成反比，堆芯出口温度与主蒸汽压力均处于安全限值内，表明转换程序优化后达到了抑制主蒸汽压力下降与堆芯出口温度上升的目的。

5 结论

研究了船用核动力装置强迫循环向自然循环转换过程和堆芯出口温度、主蒸汽压力在不同转换程序下的响应，发现原有转换程序无法缓解堆芯热量堆积并缺少二次侧负荷调节。对原有转换程序进行优化，发现增大主泵停闭间隔时间的同时调节二次侧负荷可以降低转换过程中的堆芯出口温度并将主蒸汽压力维持在安全限值内。

转换程序优化后，增大了转换过程中主蒸汽压力和反应堆出口温度的安全裕量，主蒸汽压力谷值和反应堆出口温度峰值分别为优化前的91%和95%，保证了堆芯和用汽设备的安全，同时将转换功率区拓宽为原有功率区的200%，减小了核功率波动，表明优化方案具有可行性，优化后的转换程序可应用于陆基核动力装置自然循环工况转换。