彭 军，于 雷

(海军工程大学，湖北 武汉 430033)

舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性

彭 军，于 雷

(海军工程大学，湖北 武汉 430033)

用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模，并用实际装置的试验结果进行校核验证。重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响。结果表明：舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时，蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行，但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流，降低了一回路主系统的自然循环能力。

非能动余热排出系统;蒸汽发生器;自然循环;RELAP5/MOD3.2

0 引言

日本福岛核电站受严重自然灾害的影响，发生了全厂电源丧失事故，由于没有非能动余热排出系统，反应堆堆芯衰变热无法正常排出，导致燃料元件过热熔化，造成了严重的核事故。增设了非能动余热排出系统的核动力装置可保证系统在失去电力供应的情况下，不依赖任何外部动力，利用多个回路的自然循环，及时带走反应堆的衰变热，保障反应堆安全。目前几乎所有新型核动力装置设计中，均考虑采用非能动余热排出系统，如 AP1000、WWER1000、EPP1000等。由于受到空间与重量限制，加上海洋环境的影响，舰船核动力装置非能动余热排出系统设计理念及运行特性与陆基核动力装置存在一定的差异，对舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性进行详细研究意义重大。

非能动余热排出系统自然循环特性主要基于两相流的流动与换热理论，尤其是需要建立适用于自然循环运行特性分析的数学模型。通常可选用的程序有：ATHLET、RETRAN02、CATHARE和 RELAP5等，目前认为，RELAP5/MOD3.2是比较适合此类问题分析的热工水力估算程序［1－3］。

本文用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模与理论计算，采用一种对蒸汽发生器U型传热管按不同长度分类的新方法进行建模，用以模拟自然循环工况下U型管内可能存在的冷却剂倒流现象，并与试验结果进行校核验证。对该型舰船核动力装置非能动余热排出系统的运行特性进行分析研究，并得到研究结论。

1 系统数学建模

1.1 系统基本组成

某型舰船核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的原理简图(单侧环路)如图1所示。系统主要由堆芯、稳压器、主泵、蒸汽发生器、非能动余热排出冷凝器、冷却水箱、二回路蒸汽隔离阀V2及V4、凝水给水阀V1及V3组成。若干根直列式传热管组成了非能动余排冷凝器，来自蒸发器的蒸汽在传热管内流动，通过传热管冷却后变成冷凝水回流到蒸发器，作为最终冷源的冷却水在传热管壳层流动。

图1 某型核动力装置非能动余热排出系统原理简图Fig.1 Simplified elementary diagram of PRHRS in the secondary side of steam generator

1.2 工作原理

非能动余热排出系统未投入运行时，阀门V4常开，V3关闭，以保证冷凝器及凝水管线内充满水且与蒸汽发生器内温度相差不大，阀门V2和V1开启。此时，蒸汽发生器内饱和蒸汽流过阀门V2推动汽轮机做功，乏汽经冷却后通过阀门V1进入蒸汽发生器二次侧。当丧失外部电源时，一回路主泵停止运转，阀门V2和V1相继关闭，阀门V3开启，来自蒸汽发生器的饱和蒸汽通过阀门V4流入非能动余热排出冷凝器，被冷却后经V3回流至蒸汽发生器，非能动余热排出系统投入运行。通过建立反应堆与一回路系统、蒸汽发生器二次侧与非能动余热排出冷凝器一次侧、非能动余热排出冷凝器二次侧与冷却水系统3个环路的自然循环流动，将堆芯的衰变热带到冷却水箱中［2］。

1.3 数学建模

利用RELAP5/MOD3.2程序对舰船核动力装置非能动余热排出系统进行建模计算，对反应堆及主冷却剂系统、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统进行了精细的控制体划分;简化了一回路辅助系统及二回路系统的建模;为了模拟自然循环低流量情况下的蒸汽发生器U型管内复杂的流动特性，本文没有采用传统的集总参数建模方法，而是将蒸汽发生器U型管按长度分为16类，这样既可以避免控制体过多，计算时间过长，又能比较准确地模拟不同类别的U型传热管内冷却剂的流动与传热特性。鉴于篇幅所限，本文给出了蒸汽发生器U型管控制体划分简图(见图2)及蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(见图3)的控制体划分图。

2 理论计算与试验校核

假设系统稳态运行一段时间后，发生全部电源丧失事故，反应堆保护停堆，蒸汽发生器给水关闭;非能动余热排出系统投入运行。利用RELAP5/MOD3.2安全分析程序进行计算，重点针对事故初期，给出了一回路稳压器压力、反应堆入口温度、反应堆出口温度、蒸汽发生器压力、海水出口温度等参数的响应特性，分别见图4～图9。图中模拟计算结果与试验结果均为动态响应值与初始值的比值。

总体上理论计算结果与试验结果吻合较好，验证了本文提出的建模方法正确。个别参数的响应与试验结果存在一定的差异，主要由于计算结果没有考虑仪表测量的时间延迟及仪表误差修正，另外低流量自然循环流动计算模型的某些不确定性也会带来一定误差。

3 非能动余热排出系统运行特性分析

3.1 非能动余热排出系统启动运行特性分析

理论计算与实验表明：本系统具有良好的启动特性，一般在200 s内即可建立蒸汽发生器与非能动余热冷凝器一次侧、非能动余热冷凝器二次侧与海水回路的自然循环流动。由于没有相应的流量测点，非能动余热排出系统建立起自然循环流动的主要标志是蒸汽发生器蒸汽压力开始下降，非能动余热排出冷凝器保持一定的汽水混合水位，非能动余热排出冷凝器凝水温度上升，海水出口温度上升。

1)压力响应

系统压力响应与系统的排热相关：如果系统的释热与蒸汽发生器的换热相当，则冷凝器压力基本稳定;如果系统的释热小于蒸汽发生器的换热，冷凝器压力将会缓慢下降;如系统释热大于换热，非能动余热排出系统无法带走蒸汽发生器的热量，系统压力会上升［4］。非能动余热排出系统在断电事故发生时即投入运行，由于此时反应堆的剩余释热相对较大，冷凝器排出的热量小于产生的热量，非能动余热排出系统压力将会逐渐上升，当剩余衰变热减少到一定值后，系统压力会出现一个峰值，然后开始缓慢下降。

2)冷凝器水位的响应特性

在非能动余热排出系统投入运行后，在较短的时间内，冷凝器水位迅速下降，达到低点后会逐渐上升并趋于稳定，如果热负荷保持不变，即耗汽恒定，则水位也基本保持不变。稳态运行时，冷凝器水位受蒸汽发生器初始水位及二回路负荷的影响较大。蒸发器初始水位越高，冷凝器的运行水位越高;热负荷越大，冷凝器的运行水位越低。

3)冷却水流量的响应特性

冷却水流量指冷凝器二次侧即冷却水回路的自然循环流量。理论计算与试验均表明：在启动后一段时间内，由于在启动初期环路的温度差与密度差小，驱动压头不足，冷却水自然循环流量增加相对缓慢;随着冷凝器传热管的传热量增加，流体温升增加，密度差变大，自然循环流量开始快速增加并趋入稳态流动。

3.2 一回路自然循环运行特性分析

即使蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常启动并运行正常，也需要一回路主系统依靠自然循环流动将反应堆衰变热带到蒸汽发生器，否则非能动余热排出系统将无法发挥其功能。目前的主要问题集中在能否在热源相对较小(小于3%额定功率)的情况下建立一回路系统的自然循环，且主系统2个环路能否均建立起正常的自然循环流动。

1)蒸汽发生器U型管内冷却剂的倒流流动

自然循环的驱动力是冷热源流体的密度差产生的重力压头，当U型管内流量较小，驱动力不足以克服管路中的流动摩擦阻力和形状阻力时，蒸汽发生器U型传热管内会出现显著的非均匀流动。由于自然循环条件下蒸汽发生器出口腔压力高于入口腔压力，部分U型传热管内冷却剂会出现倒流流动［5－6］，即蒸汽发生器出口腔室内温度较低的冷却剂将通过U型管流回入口腔室，从而导致主管道及反应堆堆芯的自然循环流量减少。一旦驱动压头减少，自然循环平均流量降低，倒流流量会进一步增大，从而降低了一回路的自然循环能力，进而会影响非能动余热排出系统的余热排出功能。在反应堆发热较小情况下，一回路自然循环能力低，发生倒流的U型管数目更多。当发生倒流的U型管总流量大于正流流量时，主管道内的冷却剂可发生反向流动。

2)主管道冷却剂的反向流动

理论计算表明，在某些时段左环路主管道内流体出现了反向流动，这主要是由于蒸汽发生器U型管发生倒流，并且受到稳压器下泄波动流量的影响。流体流动的路径是：冷却剂经堆芯衰变热加热后向上流动，在反应堆出口腔室与左出口管道内倒流过来的流体汇合，一部分冷却剂从反应堆右出口流出;另一部分流向反应堆上封头，通过反应堆上封头旁流孔，进入反应堆上环腔，从反应堆左环路入口反向流动经过左环路主止回阀和主泵，继而流向左蒸汽发生器出口腔、U型管及入口腔，与稳压器下泄波动流量汇合反流向反应堆出口。主止回阀上开有一定尺寸的回流孔，这给一回路主管道内的冷却剂发生反向流动创造了必要条件，但由于止回阀上的回流孔尺寸较小，因此回路冷却剂反向流动的流量较低。

4 结语

利用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模，采用了一种新的方法对蒸汽发生器U型管进行建模，以模拟自然循环工况下出现的蒸汽发生器U型传热管内冷却剂的倒流特性，并利用实际装置的试验结果进行校核验证，证明本文提出的建模方法正确。利用理论计算与试验数据分析了某型舰船核动力装置非能动余热排出系统的运行特性，结果表明：舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时，蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行，但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流，且某些时段主管道内的冷却剂也会发生反向流动，降低了一回路主系统的自然循环能力。

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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

彭军(1982－)，男，硕士研究生，工程师，从事核安全分析工作。

book=7,ebook=168