沈全华，盖秀清，傅晟威

(海军工程大学，湖北 武汉 430033)

0 引言

船用压水堆的非能动余热排出系统可设置在一回路或二回路。当设置在一回路时，换热器的二次侧一般可采用气体冷却或海水冷却，设置在二回路时，换热器的二次侧一般采用海水冷却。具体而言，非能动余热排出系统设置在一回路时，且采用海水冷却方式的效率相对较高，但当换热器发生破口时容易引起海水倒灌污染一回路冷却剂。非能动余热排出系统设置在二回路时，虽然可以有效避免海水倒灌的安全隐患，但极易受到蒸汽发生器传热管倒流影响［1］，一回路自然循环很难建立，系统换热效率比较低，无法有效导出堆芯余热。本文研究的MAX一体化船用压水堆非能动余热排出系统设置在一回路，并采用了大气冷却系统，既提高了安全性又保证了非能动系统的换热效率，具有较好的应用价值。

1 反应堆及非能动系统

本文研究的MAX一体化压水堆(见图1)具有以下特点［1］:

1)采用将一回路系统设备安装在反应堆容器内的一体化压水堆，实现反应堆系统的小型化、轻量化，并取消一回路循环管道，排除了发生失水事故的可能性，提高了安全性，工程安全系统得到了简化;

图1 反应堆装置整体布置图［2］Fig.1 Structure of the nuclear power plant

2)采用反应堆容器内装式控制棒驱动机构，可排除控制棒的弹棒事故;

3)采用反应堆容器水淹式安全壳，可实现非能动堆芯淹没，并利用填充水作为放射性屏蔽层使用，取消了二次屏蔽层，达到了大幅减少重量的目的;

4)在确保非能动堆芯淹没水的同时，还采用了依靠自然循环去除事故时衰变热的非能动安全系统，工程安全系统得到进一步的简化，提高了安全性;

5)由于系统的简化，非能动安全系统、高度自动化的采用，运行性能也得到了提高。

该堆型的非能动余热排除系统(流程见图2)属于一回路非能动系统，主要由应急衰变热排除系统(EDRS)、安全壳和应急安全壳水冷却系统3部分组成。

1)应急衰变热排除系统(EDRS)由设在安全壳内的应急衰变热冷却器、氢储存箱、隔离阀及管道构成。EDRS在接到动作信号后，由可靠性非常高的独立直流电源供电，使隔离阀打开，开始运行。应急衰变热冷却器安装在比一回路冷却剂泵高的水平位置，利用自然循环，使一回路冷却剂与安全壳水进行热交换，实现冷却。

2)安全壳容纳整个反应堆及一回路冷却设备，内部充满水，上部有26～40 m3的气相部。系统正常运行时，安全壳水与一回路压力边界进行热交换。事故工况下主要与EDRS中的应急衰变热冷却器进行热交换，安全壳水吸收EDRS排出的剩余衰变热。安全壳最高使用压力为4.0 MPa，最高使用温度为200℃。安全壳水采用自然对流方式与系统进行热交换。

3)应急安全壳水冷却系统由设置在安全壳内的热交换器蒸发部及设置在上甲板的热交换冷凝部等构成。该系统任何工况下都保持连续运行，系统运行不需要供给电力。它能将安全壳水中的热量最终排放到属于最终热释放场所的大气中，并具有将安全壳水温长期保持在规定温度以下的功能。

图2 非能动系统流程示意图Fig.2 Scheme of PRHRS

2 模型

2.1 理论模型

采用RELAP5/MOD3.2程序进行模拟分析计算，因此计算所用到的理论模型基本与RELAP5/MOD3.2［3］一致。但由于本文研究一体化压水堆的特点，需要对程序中的部分模型做如下修改:

1)该一体化压水堆采用直流盘管式蒸汽发生器，它的传热管换热效率要高于普通蒸汽发生器，RELAP5无法准确模拟这一部件。这里需要修改程序中相关传热方程以使模型能够模拟这种加强换热的蒸汽发生器。具体方法是模拟多种功率下稳态运行，将模拟所得二回路的相关数据与设计值比较，根据比较的结果调整传热方程中的倍增系数以获得最佳模拟结果。

2)该堆型的非能动余热排除系统的蒸发部和冷凝部回路采用氟利昂作为载热介质。RELAP5无法模拟该介质。解决方法为:将RELAP5自带的水表生成子程序中的水物性的插值点数据换为氟利昂的相关数据，编译并用其创建氟利昂物性包。将生成的氟利昂物性文件代替原先自带的重水物性文件。同时在输入卡中设定相关水力控制体中的流体为重水。计算中程序将自动调用新的氟利昂物性包和自带的轻水物性包。

3)RELAP5中自带的临界热流密度查询表不适用于该堆型的临界热流密度计算。这里选用文献［1］中推荐的EPRI－1公式计算临界热流密度。具体关系式［4］如下:

式中:q'CHF为临界热流密度;qL为局部热流密度;Xin和XL为入口含汽量和局部含汽量;系数A和C皆为随压力和质量流量的函数。

式中:Pr为始动压力 P/P临界;P1～P8为0.5328，0.1212，1.6151，1.4066， －0.3090，0.4843，－0.3285和 －2.0749。

2.2 计算模型

对该堆型的反应堆主冷却剂系统、二回路及非能动系统进行水力控制体和热构件的划分(其中二回路进行了适当的简化)，建立计算模型。其中一回路的控制体划分如图3所示。在建模过程中，由于对象的特殊性及RELAP5功能上的制约和简化计算，需要对安全壳部分的控制体的划分进行人为假设。由于安全壳水为自然循环，而RELAP5只能计算空间一维结构，因此需要对模拟安全壳的控制体进行如下划分，模拟出安全壳水冷却系统的自然循环流道(见图4)。

图3 反应堆主冷却剂系统Fig.3 Model of the reactor coolant system

图4 安全壳节点划分示意图Fig.4 Model of the containment

2.3 计算假设

为较好地分析非能动系统的动态特性，本文选择对一体化压水堆的电源丧失事故工况进行仿真计算，并假设电源始终不能恢复。一体化压水堆的具体参数如表 1［2］所示。

表1 一体化压水堆主要参数Tab.1 Main parameters of the integrated PWR

3 事故下的动态特性

为了便于比较，本文进行了2种设备状态下的仿真计算，分别是投入非能动设备的假设状态和屏蔽非能动设备的假设状态。其中在屏蔽非能动设备的情况下，系统只能通过安全阀排热泄压。计算所得结果如图5～图10所示。

由结果可以看出，非能动余热排出系统能够明显改善事故后果。事故后一回路的压力和包壳表面温度都有明显下降趋势。在电源丧失事故中，二回路压力会最先突破压力边界限值，但在有非能动余热排出系统的前提下，二回路压力只会在事故的初期(290 s)达到峰值(6.6 MPa)，而后压力会开始下降。这主要是因为初期二回路的温度比一回路低，因此停堆后的余热有一部分会继续传到二回路，导致二回路压力和温度上升。但由于非能动余热系统的作用，停堆后一回路的温度会开始下降，经过一段时间后一回路和二回路的温度趋于一致。此时二回路由吸热转为排热，通过一回路将热量排往非能动系统，同时也开始由升高转为下降。

另外，由于有非能动系统这一大热阱的作用，事故发生后自然循环的流量比无非能动假设状态下的流量大了近一倍。这更有利于堆芯余热的排出。

其他主要计算结果如下:

1)DNBR最小值2.169(事故发生后0.4 s)，燃料元件不会发生损坏。

2)安全壳压力峰值0.2514 MPa(事故发生后大约17 h)，安全壳压力不会超过限值。

3)安全壳温度峰值101.85℃(事故发生后大约20 h)，安全壳温度不会超过限值。

图5 稳压器压力响应Fig.5 Behavior of pressure in pressurizer

4 结语

1)非能动系统的热阱作用，有助于提高一体化反应堆在事故停堆后的自然循环能力;

2)非能动系统的投入能够明显减轻二回路压力边界的负担;

3)发生事故后，非能动系统的投入不会增加对安全壳压力边界的负担;

4)安全壳内冷却水升温缓慢，说明能量能够通过非能系统中的空气冷却器排出。

基于以上结论可以认为，非能动余热排出系统配合一体化压水堆的高自然循环能力能够在发生电源丧失事故的情况下，降低反应堆一、二回路压力边界的负担，明显提高反应堆的安全性。

［1］王川，于雷.自然循环蒸汽发生器倒U型管内单相流体倒流特性分析［J］.核动力工程，2011，32(1):58－62.WANG Chuan，YU Lei.Investigation on single phase water reverse flow in the inverted U-tubes of steam generator under the condition of natural circulation［J］.Annals of Nuclear Energy，2011，32(1):58 －62.

［2］改进型船用堆MRX的概念设计［R］.日本原子能研究所核动力船舶研究开发室.1993.

［3］INEL.RELAP5/MOD3.2 Code Manual［R］.Idaho:Ida2ho National Engineering Laboratory，1995.

［4］FIGHETTI C F，REDDY D G.Parametric study of CHF data(Available at the Columbia University Heat Transfer Research Facility)［C］:Columbia University，1982.