馬 飛

（江蘇 連云港 222000）

核電廠余熱導(dǎo)出系統(tǒng)的設(shè)計探討

馬 飛

（江蘇 連云港 222000）

本文介紹了核電廠不同堆型中預(yù)熱排出系統(tǒng)的設(shè)計特點，并分析了系統(tǒng)設(shè)置的主要差異，探討更加有效的余熱排出方式。

余熱排出；堆芯冷卻；核電廠余熱；壓水堆

0 引言

“余熱導(dǎo)出功能”是核電站三大基本功能之一。壓水堆啟動、冷卻、維修、換料等階段的堆芯余熱能否順利導(dǎo)出是關(guān)系電廠安全的生命線。目前國內(nèi)出現(xiàn)多種堆型并存的情況，它們的余熱導(dǎo)出系統(tǒng)設(shè)置各有其特點。

1 預(yù)熱排出的必要性

核電廠的熱量是由核燃料鈾的裂變產(chǎn)生，核燃料的可控裂變同時會產(chǎn)生裂變產(chǎn)物和中子俘獲產(chǎn)物，這些物質(zhì)在停堆仍會發(fā)生衰變，并放出熱量。所以，在核電廠反應(yīng)堆停堆后，堆芯的衰變熱在很長一段時間內(nèi)仍存在，參照物理計算，大約需要1000小時的時間，衰變熱占反應(yīng)堆停堆前穩(wěn)態(tài)功率的百分比才能降到0.11%。這些堆芯余熱需要及時排出，否則會聚集在堆芯引起溫度升高，導(dǎo)致冷卻劑沸騰甚至堆芯融化的嚴(yán)重事故。2011年3月發(fā)生的福島核事故就是因為停堆后，堆芯熱量不能導(dǎo)出，引發(fā)的反應(yīng)堆堆芯裸露以及隨后的燃料包殼損壞，放射性裂變產(chǎn)物向外界泄露。

2 不同堆型余熱排出系統(tǒng)設(shè)置比較

2.1 余熱排出系統(tǒng)的使用階段

停堆初期，堆芯熱量仍然通過蒸汽發(fā)生器傳遞給，依靠二回路蒸汽排出放到冷凝器。一回路溫度壓力下降到一定程度時，投入正常余熱排出系統(tǒng)將反應(yīng)堆冷卻到冷態(tài)。下面對壓水堆三代堆型（以AP1000為例）、二代+堆型（以WWER為例）、二代堆型（以M310為例）中余熱導(dǎo)出系統(tǒng)的設(shè)置進(jìn)行介紹和比較。對于設(shè)計基準(zhǔn)事故和超設(shè)計工況，一般依靠專設(shè)安全設(shè)施（安注系統(tǒng)等）來保證堆芯冷卻，不在此討論。

2.2 不同堆型的余熱導(dǎo)出系統(tǒng)

AP1000余熱導(dǎo)出系統(tǒng)布置在安全殼外部，包括兩個序列，從同一個一環(huán)路熱腿吸入冷卻劑，經(jīng)換熱器冷卻后直接送入堆芯，由4個安全殼隔離閥實現(xiàn)安全隔離。這樣的設(shè)計增大了安全殼內(nèi)的容積空間，同時避免了事故情況下水泵被淹沒的風(fēng)險，提高了可靠性。

WWER余熱導(dǎo)出系統(tǒng)布置在安全殼外部，包括4個物理和邏輯相互隔離的獨立序列，正常情況下作為余熱導(dǎo)出，事故情況下還兼作為安全殼噴淋使用。管線分別與一回路4個環(huán)路的冷熱腿相連，分計劃冷卻和維修冷卻兩種工況，運行方式非常多樣化。

M310余熱導(dǎo)出系統(tǒng)布置在安全殼內(nèi)部，兩個并聯(lián)序列，從反應(yīng)堆冷卻劑2環(huán)路熱段取水，經(jīng)過換熱器冷卻后通過安注箱的注射管線返回到1、3環(huán)路的冷段，滿足單一故障準(zhǔn)則。

在2代、2代+壓水堆核電廠中，余熱導(dǎo)出系統(tǒng)被設(shè)計成為安全相關(guān)系統(tǒng)，并執(zhí)行安全相關(guān)功能；而三代堆型AP1000中，余熱導(dǎo)出系統(tǒng)被設(shè)計成為非安全相關(guān)系統(tǒng)，該系統(tǒng)的運行不是設(shè)計基準(zhǔn)事故的緩解所必須的，由此為簡化設(shè)計埋下伏筆。

2.3 功能方面差異及分析

共同點是：停堆時導(dǎo)出反應(yīng)堆殘余熱量，并維持反應(yīng)堆的冷卻劑溫度為冷態(tài)溫度；當(dāng)主泵均未投入使用時，余熱導(dǎo)出系統(tǒng)內(nèi)的泵使冷卻劑形成循環(huán)。

不同的是：

1）AP1000增設(shè)了非能動的余熱排出換熱器和堆內(nèi)換料水箱，其余熱導(dǎo)出系統(tǒng)可以給堆內(nèi)換料水箱提供冷卻，在正常情況和事故工況，避免換料水箱內(nèi)水沸騰。其他兩種堆型均無此功能。不過WWER的余熱排出系統(tǒng)提供了地坑循環(huán)方式的余熱排出方式。

2）AP1000的余熱導(dǎo)出系統(tǒng)可以在一回路自動降壓后，從運輸容器裝載池取水向一回路提供補給水，以防止第四級自動卸壓閥門動作。WWER通過中壓低壓安注系統(tǒng)實現(xiàn)，M310無該項功能。

3）AP1000的余熱導(dǎo)出系統(tǒng)在LOCA事故的工況下，當(dāng)以地坑再循環(huán)模式進(jìn)行自然冷卻堆芯時，進(jìn)行局部強制冷卻循環(huán)，提高了堆芯安全冷卻能力；WWER及 M310依靠地坑循環(huán)水進(jìn)行安全殼噴淋，可以通過余熱排出換熱器導(dǎo)出安全殼內(nèi)熱量，冷卻效果略遜。

4）電源安全性方面，WWER采用4通道獨立蓄電池和柴油機保證余熱排出系統(tǒng)的運行，M310采用兩個序列，AP1000由于其非安全相關(guān)沒有采用安全級電源。

可以看出第三代堆型，以其先天的優(yōu)勢，在很多方面處于領(lǐng)先地位；但不可否認(rèn)，WWER等2代+由于其多冗余的安全設(shè)計，更能保證余熱排出系統(tǒng)的運行，防止正常情況下失去一回路熱井。

2.4 布置特點及分析

1）布置方面是換熱器的旁路流量調(diào)節(jié)方式不同：AP1000共兩列，在每臺換熱器上并聯(lián)一條設(shè)有調(diào)節(jié)閥門的管線來調(diào)節(jié)；WWER與此類似，但有四個獨立系列，管線布置更獨立；M310在2臺換熱器吸入口母管和排風(fēng)管之間并聯(lián)一條管線調(diào)節(jié)兩個換熱器流量，兩個系列管線之間共用母管。

M310中當(dāng)停堆過程需要控制降溫速度時，通過調(diào)整流量調(diào)節(jié)閥門，可以同時相同程度地調(diào)節(jié)流經(jīng)每臺換熱器的流量，但公共入口母管的設(shè)計會影響到系統(tǒng)安全性，增加公因故障的幾率；WWER中，4個安全系列對每個余熱導(dǎo)出系統(tǒng)的旁路流量可以分別調(diào)節(jié)，控制冷卻速度；AP1000功能設(shè)置跟WWER相似，但只有兩個序列。從這方面講，M310應(yīng)該是很簡化的配置，減少了閥門數(shù)量，也簡化了操作，但不能單獨調(diào)節(jié)每一個序列的流量，操作靈活性不如其他兩種堆型。AP1000應(yīng)該達(dá)到了一個功能和造價的均衡。

2）AP1000的余熱排出有其獨到之處：系統(tǒng)與壓力容器熱管段接管座呈漸縮型管嘴，這樣設(shè)計好處是相對于沒有漸縮的管嘴，增大半管運行工況下泵入口汽蝕余量的安全裕度；余熱導(dǎo)出泵入口管線設(shè)計成“自排氣”管線，從泵入口到主環(huán)路熱段有一個持續(xù)向上的坡度，沒有局部高點，這樣當(dāng)泵充滿后熱管達(dá)到一定液位即可啟動，不用以往的重新排氣。

2.5 設(shè)備組成

WWER有4個序列，AP1000和 M310都是 2個序列，而且AP1000余熱導(dǎo)出設(shè)備是非安全級的，而WWER和M310均是安全級的。由此對比第三代AP1000制造成本會明顯低于較老期的堆型。

3 結(jié)論

通過比較分析看出，隨著堆型和理念的不斷進(jìn)步，設(shè)計也更加合理更加趨于安全。余熱導(dǎo)出系統(tǒng)的設(shè)計差異主要取決于堆型的設(shè)計理念。由于三代堆非能動理念的引入，使得余熱導(dǎo)出系統(tǒng)安全級別降了一級，使得在保證其功能的情況下設(shè)備簡化很多，并使得事故情況下的余熱導(dǎo)出更好。希望新技術(shù)能盡快得到圓滿驗證，造福核電事業(yè)。

［1］廣東核電培訓(xùn)中心 900MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M].北京:原子能出版社,2007.

［2］AP1000核電廠系統(tǒng)與設(shè)備[M].北京:原子能出版社,2010,3.

［3］AP1000堆芯余熱導(dǎo)出系統(tǒng)的分析與研究[J].華電技術(shù),2012,7,34(7).

馬飛（1983—），男，工程師，2005年畢業(yè)于西安交通大學(xué)電氣工程與自動化專業(yè)，現(xiàn)從事核電廠運行、調(diào)試工作，身份證號3203231983****1234。

湯靜］