陈 薇，张亚男，曹夏昕，阎昌琪，张往锁

(1.哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江 哈尔滨 150001；2.国家核电技术有限公司，北京 100029；3.中国核电工程有限公司，北京 100840)

反应堆事故停堆后，堆芯剩余功率仍十分可观；传统核电站采用能动的余热排出系统带走这部分热量，然而一旦发生全厂断电事故，正常电源和可靠电源全部丧失，余热排出系统无法投入工作，堆芯面临熔毁的危险。为提高反应堆固有安全性，降低堆芯熔毁概率，从20世纪80年代开始，世界各国对非能动余热排出系统（PRHRS）进行了广泛的研究。PRHRS利用重位差驱动工作，通过在回路中建立自然循环的方式导出反应堆剩余功率。其结构简单，减少或取消了能动部件，不必依赖运行人员的动作及外部能源的供给就能完成相应的安全功能，是提高核电站安全性、经济性的重要方式之一。因此，在反应堆的开发中，非常强调PRHRS的设计及应用[1-4]。

本文在成熟压水堆技术基础上，对反应堆二回路系统进行部分改造，提出基于蒸汽发生器二次侧的PRHRS，并用RELAP5/MOD3.2程序分析全厂断电事故下PRHRS的运行特性。

1 PRHRS设计方案

PRHRS设计方案如图1所示。该方案采用二次侧冷却方法，以高位水箱为最终热阱，通过在回路中建立自然循环的方式将事故后反应堆剩余热量导出。余热排出系统由蒸汽发生器二次侧、换热器及相应的管道、阀门组成，换热器浸没在高位水箱内，连接蒸汽发生器上封头和主给水管入口。回路中设置1个截止阀V1、1个电动控制阀V2和1个逆止阀V3；……