艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)運行特性

彭 軍，于 雷

(海軍工程大學(xué)，湖北 武漢 430033)

艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)運行特性

彭 軍，于 雷

(海軍工程大學(xué)，湖北 武漢 430033)

用RELAP5/MOD3.2安全分析程序?qū)δ承团灤藙恿ρb置非能動余熱排出系統(tǒng)進行數(shù)學(xué)建模，并用實際裝置的試驗結(jié)果進行校核驗證。重點分析了自然循環(huán)工況下蒸汽發(fā)生器U型管內(nèi)冷卻劑倒流特性對非能動余熱排出系統(tǒng)運行特性的影響。結(jié)果表明：艦船核動力裝置發(fā)生全部電源喪失事故時，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)能正常投入運行，但蒸汽發(fā)生器U型管內(nèi)冷卻劑會發(fā)生倒流，降低了一回路主系統(tǒng)的自然循環(huán)能力。

非能動余熱排出系統(tǒng);蒸汽發(fā)生器;自然循環(huán);RELAP5/MOD3.2

0 引言

日本福島核電站受嚴重自然災(zāi)害的影響，發(fā)生了全廠電源喪失事故，由于沒有非能動余熱排出系統(tǒng)，反應(yīng)堆堆芯衰變熱無法正常排出，導(dǎo)致燃料元件過熱熔化，造成了嚴重的核事故。增設(shè)了非能動余熱排出系統(tǒng)的核動力裝置可保證系統(tǒng)在失去電力供應(yīng)的情況下，不依賴任何外部動力，利用多個回路的自然循環(huán)，及時帶走反應(yīng)堆的衰變熱，保障反應(yīng)堆安全。目前幾乎所有新型核動力裝置設(shè)計中，均考慮采用非能動余熱排出系統(tǒng)，如 AP1000、WWER1000、EPP1000等。由于受到空間與重量限制，加上海洋環(huán)境的影響，艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計理念及運行特性與陸基核動力裝置存在一定的差異，對艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)運行特性進行詳細研究意義重大。

非能動余熱排出系統(tǒng)自然循環(huán)特性主要基于兩相流的流動與換熱理論，尤其是需要建立適用于自然循環(huán)運行特性分析的數(shù)學(xué)模型。通?？蛇x用的程序有：ATHLET、RETRAN02、CATHARE和 RELAP5等，目前認為，RELAP5/MOD3.2是比較適合此類問題分析的熱工水力估算程序［1－3］。

本文用RELAP5/MOD3.2安全分析程序?qū)δ承团灤藙恿ρb置非能動余熱排出系統(tǒng)進行數(shù)學(xué)建模與理論計算，采用一種對蒸汽發(fā)生器U型傳熱管按不同長度分類的新方法進行建模，用以模擬自然循環(huán)工況下U型管內(nèi)可能存在的冷卻劑倒流現(xiàn)象，并與試驗結(jié)果進行校核驗證。對該型艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)的運行特性進行分析研究，并得到研究結(jié)論。

1 系統(tǒng)數(shù)學(xué)建模

1.1 系統(tǒng)基本組成

某型艦船核動力裝置蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)的原理簡圖(單側(cè)環(huán)路)如圖1所示。系統(tǒng)主要由堆芯、穩(wěn)壓器、主泵、蒸汽發(fā)生器、非能動余熱排出冷凝器、冷卻水箱、二回路蒸汽隔離閥V2及V4、凝水給水閥V1及V3組成。若干根直列式傳熱管組成了非能動余排冷凝器，來自蒸發(fā)器的蒸汽在傳熱管內(nèi)流動，通過傳熱管冷卻后變成冷凝水回流到蒸發(fā)器，作為最終冷源的冷卻水在傳熱管殼層流動。

圖1 某型核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)原理簡圖Fig.1 Simplified elementary diagram of PRHRS in the secondary side of steam generator

1.2 工作原理

非能動余熱排出系統(tǒng)未投入運行時，閥門V4常開，V3關(guān)閉，以保證冷凝器及凝水管線內(nèi)充滿水且與蒸汽發(fā)生器內(nèi)溫度相差不大，閥門V2和V1開啟。此時，蒸汽發(fā)生器內(nèi)飽和蒸汽流過閥門V2推動汽輪機做功，乏汽經(jīng)冷卻后通過閥門V1進入蒸汽發(fā)生器二次側(cè)。當喪失外部電源時，一回路主泵停止運轉(zhuǎn)，閥門V2和V1相繼關(guān)閉，閥門V3開啟，來自蒸汽發(fā)生器的飽和蒸汽通過閥門V4流入非能動余熱排出冷凝器，被冷卻后經(jīng)V3回流至蒸汽發(fā)生器，非能動余熱排出系統(tǒng)投入運行。通過建立反應(yīng)堆與一回路系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)與非能動余熱排出冷凝器一次側(cè)、非能動余熱排出冷凝器二次側(cè)與冷卻水系統(tǒng)3個環(huán)路的自然循環(huán)流動，將堆芯的衰變熱帶到冷卻水箱中［2］。

1.3 數(shù)學(xué)建模

利用RELAP5/MOD3.2程序?qū)ε灤藙恿ρb置非能動余熱排出系統(tǒng)進行建模計算，對反應(yīng)堆及主冷卻劑系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)進行了精細的控制體劃分;簡化了一回路輔助系統(tǒng)及二回路系統(tǒng)的建模;為了模擬自然循環(huán)低流量情況下的蒸汽發(fā)生器U型管內(nèi)復(fù)雜的流動特性，本文沒有采用傳統(tǒng)的集總參數(shù)建模方法，而是將蒸汽發(fā)生器U型管按長度分為16類，這樣既可以避免控制體過多，計算時間過長，又能比較準確地模擬不同類別的U型傳熱管內(nèi)冷卻劑的流動與傳熱特性。鑒于篇幅所限，本文給出了蒸汽發(fā)生器U型管控制體劃分簡圖(見圖2)及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)(見圖3)的控制體劃分圖。

2 理論計算與試驗校核

假設(shè)系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)運行一段時間后，發(fā)生全部電源喪失事故，反應(yīng)堆保護停堆，蒸汽發(fā)生器給水關(guān)閉;非能動余熱排出系統(tǒng)投入運行。利用RELAP5/MOD3.2安全分析程序進行計算，重點針對事故初期，給出了一回路穩(wěn)壓器壓力、反應(yīng)堆入口溫度、反應(yīng)堆出口溫度、蒸汽發(fā)生器壓力、海水出口溫度等參數(shù)的響應(yīng)特性，分別見圖4～圖9。圖中模擬計算結(jié)果與試驗結(jié)果均為動態(tài)響應(yīng)值與初始值的比值。

總體上理論計算結(jié)果與試驗結(jié)果吻合較好，驗證了本文提出的建模方法正確。個別參數(shù)的響應(yīng)與試驗結(jié)果存在一定的差異，主要由于計算結(jié)果沒有考慮儀表測量的時間延遲及儀表誤差修正，另外低流量自然循環(huán)流動計算模型的某些不確定性也會帶來一定誤差。

3 非能動余熱排出系統(tǒng)運行特性分析

3.1 非能動余熱排出系統(tǒng)啟動運行特性分析

理論計算與實驗表明：本系統(tǒng)具有良好的啟動特性，一般在200 s內(nèi)即可建立蒸汽發(fā)生器與非能動余熱冷凝器一次側(cè)、非能動余熱冷凝器二次側(cè)與海水回路的自然循環(huán)流動。由于沒有相應(yīng)的流量測點，非能動余熱排出系統(tǒng)建立起自然循環(huán)流動的主要標志是蒸汽發(fā)生器蒸汽壓力開始下降，非能動余熱排出冷凝器保持一定的汽水混合水位，非能動余熱排出冷凝器凝水溫度上升，海水出口溫度上升。

1)壓力響應(yīng)

系統(tǒng)壓力響應(yīng)與系統(tǒng)的排熱相關(guān)：如果系統(tǒng)的釋熱與蒸汽發(fā)生器的換熱相當，則冷凝器壓力基本穩(wěn)定;如果系統(tǒng)的釋熱小于蒸汽發(fā)生器的換熱，冷凝器壓力將會緩慢下降;如系統(tǒng)釋熱大于換熱，非能動余熱排出系統(tǒng)無法帶走蒸汽發(fā)生器的熱量，系統(tǒng)壓力會上升［4］。非能動余熱排出系統(tǒng)在斷電事故發(fā)生時即投入運行，由于此時反應(yīng)堆的剩余釋熱相對較大，冷凝器排出的熱量小于產(chǎn)生的熱量，非能動余熱排出系統(tǒng)壓力將會逐漸上升，當剩余衰變熱減少到一定值后，系統(tǒng)壓力會出現(xiàn)一個峰值，然后開始緩慢下降。

2)冷凝器水位的響應(yīng)特性

在非能動余熱排出系統(tǒng)投入運行后，在較短的時間內(nèi)，冷凝器水位迅速下降，達到低點后會逐漸上升并趨于穩(wěn)定，如果熱負荷保持不變，即耗汽恒定，則水位也基本保持不變。穩(wěn)態(tài)運行時，冷凝器水位受蒸汽發(fā)生器初始水位及二回路負荷的影響較大。蒸發(fā)器初始水位越高，冷凝器的運行水位越高;熱負荷越大，冷凝器的運行水位越低。

3)冷卻水流量的響應(yīng)特性

冷卻水流量指冷凝器二次側(cè)即冷卻水回路的自然循環(huán)流量。理論計算與試驗均表明：在啟動后一段時間內(nèi)，由于在啟動初期環(huán)路的溫度差與密度差小，驅(qū)動壓頭不足，冷卻水自然循環(huán)流量增加相對緩慢;隨著冷凝器傳熱管的傳熱量增加，流體溫升增加，密度差變大，自然循環(huán)流量開始快速增加并趨入穩(wěn)態(tài)流動。

3.2 一回路自然循環(huán)運行特性分析

即使蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)能正常啟動并運行正常，也需要一回路主系統(tǒng)依靠自然循環(huán)流動將反應(yīng)堆衰變熱帶到蒸汽發(fā)生器，否則非能動余熱排出系統(tǒng)將無法發(fā)揮其功能。目前的主要問題集中在能否在熱源相對較小(小于3%額定功率)的情況下建立一回路系統(tǒng)的自然循環(huán)，且主系統(tǒng)2個環(huán)路能否均建立起正常的自然循環(huán)流動。

1)蒸汽發(fā)生器U型管內(nèi)冷卻劑的倒流流動

自然循環(huán)的驅(qū)動力是冷熱源流體的密度差產(chǎn)生的重力壓頭，當U型管內(nèi)流量較小，驅(qū)動力不足以克服管路中的流動摩擦阻力和形狀阻力時，蒸汽發(fā)生器U型傳熱管內(nèi)會出現(xiàn)顯著的非均勻流動。由于自然循環(huán)條件下蒸汽發(fā)生器出口腔壓力高于入口腔壓力，部分U型傳熱管內(nèi)冷卻劑會出現(xiàn)倒流流動［5－6］，即蒸汽發(fā)生器出口腔室內(nèi)溫度較低的冷卻劑將通過U型管流回入口腔室，從而導(dǎo)致主管道及反應(yīng)堆堆芯的自然循環(huán)流量減少。一旦驅(qū)動壓頭減少，自然循環(huán)平均流量降低，倒流流量會進一步增大，從而降低了一回路的自然循環(huán)能力，進而會影響非能動余熱排出系統(tǒng)的余熱排出功能。在反應(yīng)堆發(fā)熱較小情況下，一回路自然循環(huán)能力低，發(fā)生倒流的U型管數(shù)目更多。當發(fā)生倒流的U型管總流量大于正流流量時，主管道內(nèi)的冷卻劑可發(fā)生反向流動。

2)主管道冷卻劑的反向流動

理論計算表明，在某些時段左環(huán)路主管道內(nèi)流體出現(xiàn)了反向流動，這主要是由于蒸汽發(fā)生器U型管發(fā)生倒流，并且受到穩(wěn)壓器下泄波動流量的影響。流體流動的路徑是：冷卻劑經(jīng)堆芯衰變熱加熱后向上流動，在反應(yīng)堆出口腔室與左出口管道內(nèi)倒流過來的流體匯合，一部分冷卻劑從反應(yīng)堆右出口流出;另一部分流向反應(yīng)堆上封頭，通過反應(yīng)堆上封頭旁流孔，進入反應(yīng)堆上環(huán)腔，從反應(yīng)堆左環(huán)路入口反向流動經(jīng)過左環(huán)路主止回閥和主泵，繼而流向左蒸汽發(fā)生器出口腔、U型管及入口腔，與穩(wěn)壓器下泄波動流量匯合反流向反應(yīng)堆出口。主止回閥上開有一定尺寸的回流孔，這給一回路主管道內(nèi)的冷卻劑發(fā)生反向流動創(chuàng)造了必要條件，但由于止回閥上的回流孔尺寸較小，因此回路冷卻劑反向流動的流量較低。

4 結(jié)語

利用RELAP5/MOD3.2安全分析程序?qū)δ承团灤藙恿ρb置非能動余熱排出系統(tǒng)進行數(shù)學(xué)建模，采用了一種新的方法對蒸汽發(fā)生器U型管進行建模，以模擬自然循環(huán)工況下出現(xiàn)的蒸汽發(fā)生器U型傳熱管內(nèi)冷卻劑的倒流特性，并利用實際裝置的試驗結(jié)果進行校核驗證，證明本文提出的建模方法正確。利用理論計算與試驗數(shù)據(jù)分析了某型艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)的運行特性，結(jié)果表明：艦船核動力裝置發(fā)生全部電源喪失事故時，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)能正常投入運行，但蒸汽發(fā)生器U型管內(nèi)冷卻劑會發(fā)生倒流，且某些時段主管道內(nèi)的冷卻劑也會發(fā)生反向流動，降低了一回路主系統(tǒng)的自然循環(huán)能力。

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Research on the passive residual heat removal system operating characteristic of marine nuclear power plant

PENG Jun，YU Lei
(Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China)

This paper simulate the passive residual heat removal system(PRHRS)of a type of marine nuclear power plant with RELAP5/MOD3.2 code，which was verified the test results by the actual device．Analyses the reverse flow characteristic in the inverted U-tubes of the steam generator(SG)under natural circulation．The results show that when marine nuclear power plant loss of offsite power，the PRHRS of the secondary side of steam generator start up，but the coolant may reverse flow in the inverted U-tubes of the steam generator(SG)，which reduce the natural circulation in primary loop system heat removal ability．

passive residual heat removal system;steam generator;natural circulation;RELAP5/MOD3.2

TL364

A

1672－7649(2012)07－0064－04

10.3404/j.issn.1672－7649.2012.07.013

2011－06－16;

2011－09－15

彭軍(1982－)，男，碩士研究生，工程師，從事核安全分析工作。

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